Synthesebericht für die VSG. Bericht zum Arbeitspaket 13 - PTKA - KIT

Synthesebericht
für die VSG
Bericht zum Arbeitspaket 13
Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben
GRS - 290

Gesellschaft für Anlagenund
Reaktorsicherheit
(GRS) mbH
Synthesebericht
für die VSG
Bericht zum Arbeitspaket 13
Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben
Klaus Fischer-Appelt
Bruno Baltes
Dieter Buhmann
Jürgen Larue
Jörg Mönig
März 2013
Anmerkung:
Das FuE-Vorhaben UM10A03200
„Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben“
wurde im Auftrag des Bundesministeriums
für Umwelt, Naturschutz
und Reaktorsicherheit
(BMU) durchgeführt.
Die Verantwortung für den Inhalt
dieser Veröffentlichung liegt bei
dem Auftragnehmer. Die hierin
geäußerten Meinungen müssen
nicht der Meinung des Auftraggebers
entsprechen.
GRS - 290
ISBN 978-3-939355-66-3

Deskriptoren:
Aussagesicherheit, Ergebniszusammenfassung, Gorleben, Sicherheits-und Nachweiskonzept,
VSG-Synthese

Inhaltsverzeichnis
1 Einleitung ................................................................................................... 1
2 Vorhabensziele und Randbedingungen .................................................. 5
2.1 Randbedingungen ....................................................................................... 6
2.1.1 Die Sicherheitsanforderungen des BMU ..................................................... 7
2.1.2 Die Erkundung der Salzstruktur Gorleben ................................................ 12
2.1.3 Abfallinventare .......................................................................................... 15
3 Durchführung des Vorhabens................................................................ 17
3.1 Strukturierung und Berichtswesen ............................................................ 17
3.2 Projektpartner ............................................................................................ 20
3.3 Vorhabensebene 1: Grundlagen ............................................................... 23
3.3.1 Arbeitspaket 2: Geowissenschaftliche Standortbeschreibung und
Langzeitprognose ...................................................................................... 24
3.3.2 Arbeitspaket 3: Abfallspezifikation und -mengengerüst ............................ 25
3.3.3 Arbeitspaket 4: Sicherheits- und Nachweiskonzept .................................. 27
3.4 Vorhabensebene 2: Endlagerplanung und -auslegung ............................. 29
3.4.1 Arbeitspaket 5: Entwicklung initialer Endlagerkonzepte ............................ 30
3.4.2 Arbeitspaket 6: Endlagerauslegung und -optimierung .............................. 31
3.4.3 Arbeitspaket 11: Bewertung Human Intrusion ........................................... 33
3.4.4 Arbeitspaket 12: Einschätzungen zur Betriebssicherheit .......................... 34
3.5 Vorhabensebene 3: Systemanalyse ......................................................... 35
3.5.1 Arbeitspaket 7: FEP-Katalog ..................................................................... 36
3.5.2 Arbeitspaket 8: Szenarienentwicklung ...................................................... 37
3.5.3 Arbeitspaket 9: Integritätsanalysen ........................................................... 39
3.5.4 Arbeitspaket 10: Radiologische Konsequenzenanalyse ........................... 42
3.5.5 Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe ........................................................... 43
3.6 Vorhabensebene 4: Synthese und Empfehlungen .................................... 44
I

3.6.1 AP 13: Synthese der VSG ......................................................................... 44
3.6.2 AP 14: Empfehlungen ............................................................................... 44
3.7 Projektkoordination, Kommunikation und Qualitätssicherung ................... 45
4 Das Sicherheits- und Nachweiskonzept ............................................... 49
4.1 Sicherheitskonzept .................................................................................... 50
4.1.1 Leitgedanken ............................................................................................. 50
4.1.2 Zielsetzungen und Maßnahmen für die Nachverschlussphase ................. 57
4.2 Nachweiskonzept ...................................................................................... 65
4.2.1 Konzept zur Ausweisung der Lage und Grenze des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ..................................................... 66
4.2.2 Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches im
Nachweiszeitraum ..................................................................................... 67
4.2.3 Kritikalitätsausschluss ............................................................................... 69
4.2.4 Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich .... 69
4.2.5 Bewertung von Human-Intrusion-Szenarien ............................................. 73
4.3 Umgang mit Ungewissheiten .................................................................... 74
5 Umsetzung des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes im
Vorhaben VSG ......................................................................................... 77
5.1 Umsetzung des Sicherheitskonzepts ........................................................ 77
5.1.1 Radioaktive Abfälle ................................................................................... 82
5.1.2 Endlagerbergwerke ................................................................................... 96
5.1.3 Geologische Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche
sowie weiteres Wirtsgestein und Deckgebirge ........................................ 126
5.1.4 Verschlusskomponenten ......................................................................... 139
5.2 Umsetzung des Nachweiskonzepts ........................................................ 170
5.2.1 Grundlagen der Systemanalyse .............................................................. 172
5.2.2 Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im
Nachweiszeitraum ................................................................................... 183
5.2.3 Einschluss der Radionuklide und Einhaltung der radiologischen
Schutzziele .............................................................................................. 205
II

5.2.4 Nachweis des Kritikalitätsausschlusses .................................................. 223
5.2.5 Ausweisung von Lage und Grenze des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs ...................................................................................... 226
5.2.6 Bewertung von Human-Intrusion-Szenarien ........................................... 231
5.3 Umgang mit Ungewissheiten im Vorhaben VSG..................................... 236
5.3.1 Ungewissheiten der Grundlagen der Sicherheitsanalyse........................ 236
5.3.2 Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen Entwicklungen ..................... 240
5.3.3 Umgang mit nicht prognostizierbaren Entwicklungen ............................. 244
5.3.4 Umgang mit Modellungewissheiten ........................................................ 244
5.3.5 Ungewissheiten bei der modellhaften Beschreibung von im
Endlagersystem ablaufenden Prozessen ................................................ 248
5.3.6 Umgang mit Daten- und Parameterungewissheiten................................ 255
6 Zusammenfassung der Ergebnisse .................................................... 257
6.1 Grundlegende Annahmen ....................................................................... 257
6.2 Umsetzung der Sicherheitsanforderungen des BMU im
Vorhaben VSG ........................................................................................ 258
6.2.1 Anforderungen an die Endlagerauslegung .............................................. 259
6.2.2 Anforderungen an die Nachweisführung ................................................. 268
6.2.3 Anforderungen an Qualität, Dauerhaftigkeit und Robustheit des
Einschlussvermögens des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ........ 289
7 Reflexion und Empfehlungen............................................................... 313
7.1 Reflexion ................................................................................................. 313
7.1.1 Erkenntnisse aus dem Projektablauf (methodisch) ................................. 313
7.1.2 Erfahrungen in der praktischen Anwendung der
Sicherheitsanforderungen des BMU ....................................................... 315
7.1.3 Erkenntnisse aus dem Vorhaben VSG für ein
Standortauswahlverfahren ...................................................................... 319
7.2 Empfehlungen ......................................................................................... 333
7.2.1 Weitere Konzeptoptimierung ................................................................... 333
7.2.2 Forschungs- und Entwicklungsbedarf ..................................................... 337
III

Literaturverzeichnis .............................................................................. 349
Abbildungsverzeichnis ......................................................................... 365
Tabellenverzeichnis .............................................................................. 369
Verzeichnis der VSG-Abschlussberichte und Memos ....................... 371
A
Anhang: Zusammenfassung der geowissenschaftlichen
Standortbeschreibung ......................................................................... 379
IV

1 Einleitung
Die Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben (VSG) ist ein Forschungsvorhaben,
das im Zeitraum zwischen Juli 2010 und März 2013 durchgeführt
wurde. Dabei sollte zum ersten Mal in Deutschland eine umfassende, vorläufige Sicherheitsanalyse
für ein Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle auf Basis der Kenntnisse
an einem konkreten Standort vorgenommen werden, wobei die konzeptionellen
Einzeluntersuchungen prototypischen Charakter für zukünftige Sicherheitsanalysen
(u. a. im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens) haben. Ziel des vorliegenden Syntheseberichtes
ist eine zusammenfassende Würdigung der im Vorhaben VSG erzielten
Ergebnisse. Dies betrifft
die im Vorhaben VSG angewendete Vorgehensweise zur Durchführung einer Sicherheitsanalyse,
das im Vorhaben entwickelte Sicherheits- und Nachweiskonzept und seine konkrete
Umsetzung innerhalb des Vorhabens,
die aus den Einzelergebnissen abgeleitete Darstellung des Einschlussvermögens
der konzipierten Endlagersysteme gegenüber aus den radioaktiven Abfällen stammenden
Radionukliden unter Berücksichtigung der vorhandenen Ungewissheiten,
Empfehlungen für zukünftige Sicherheitsanalysen, die sich aus Erfahrungen im
Zuge der Bearbeitung des Vorhabens ableiten ließen, insbesondere zum Forschungs-
und Entwicklungsbedarf sowie
Überlegungen, welche methodischen und technisch-konzeptionellen Elemente, die
innerhalb des Vorhabens VSG entwickelt wurden, bei Sicherheitsuntersuchungen
im Rahmen eines zukünftigen Standortauswahlverfahrens verwendet werden können.
In Kapitel 2 werden die vertraglich vereinbarten grundlegenden Vorhabensziele der
VSG einschließlich deren Modifikation im Jahr 2012 erläutert. Weiterhin wird auf die
dem Vorhaben VSG zugrunde liegenden materiellen und regulatorischen Randbedingungen
eingegangen. Die materiellen Randbedingungen bestanden in der Salzstruktur
Gorleben, deren Erkundungshistorie zusammenfassend dargestellt wird, sowie in dem
Abfallinventar, das im Rahmen des Vorhabens VSG ermittelt worden ist. Die zentralen
regulatorischen Vorgaben für das Vorhaben VSG, insbesondere bezüglich der zu führenden
Nachweise sowie der zugrunde zu legenden Bewertungsmaßstäbe, bildeten
1

die Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver
Abfälle des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit
/BMU 10a/.
Die im Vorhaben VSG entwickelte und angewendete Methodik sowie die am Vorhaben
beteiligten Institutionen werden in Kapitel 3 vorgestellt. Es wird erläutert, in welcher
Weise die Arbeitsschwerpunkte, die für eine vorläufige Sicherheitsanalyse zu Endlagersystemen
mit dem Schwerpunkt der Langzeitsicherheit relevant sind, in eine modulare
Projektstruktur, gegliedert in Arbeitspakete, umgesetzt wurden. Auf die Ziele dieser
Arbeitspakete und ihre fachliche Verknüpfung untereinander sowie die Dokumentation
der Arbeitsergebnisse in Form von Abschlussberichten wird umfassend eingegangen.
Die Ausführungen in Kapitel 3 dienen über eine alleinige Vorstellung des Arbeitsprogramms
des Vorhabens VSG hinaus vor allem zum Verständnis des fachlichen Zusammenhangs
der insgesamt 21 innerhalb der Arbeitspakete erarbeiteten Abschlussberichte
(s. die tabellarische Zusammenstellung der Berichte im Anhang B), auf die
auch in den nachfolgenden Kapiteln Bezug genommen wird. Weiterhin kann die innerhalb
des prototypischen Vorhabens VSG entwickelte Vorgehensweise als hilfreiche
Vorlage bei der Planung der inhaltlichen Organisation zukünftiger Sicherheitsanalysen,
z. B. im Rahmen eines zukünftigen Standortauswahlverfahrens, dienen.
In Kapitel 4 werden die wesentlichen Aspekte des Sicherheits- und Nachweiskonzepts
vorgestellt. Das Sicherheits- und Nachweiskonzept stellt eine mögliche Strategie dar,
wie unter den konkreten Standortverhältnissen bei einem gegebenen Abfallinventar die
Vorgaben der Sicherheitsanforderungen des BMU umgesetzt werden sollen. Es wird
beschrieben, wie die Sicherheitsanforderungen des BMU durch Zielsetzungen konkretisiert
und hieraus Maßnahmen zum Erreichen eines möglichst weitgehenden Einschlusses
der Radionuklide in einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich (ewG) abgeleitet
wurden. Weiterhin werden die hierzu erforderlichen Nachweise spezifiziert und
auf die Strategie zum Umgang mit Ungewissheiten eingegangen.
In Kapitel 5 wird dargelegt, wie das Sicherheits- und Nachweiskonzept im Vorhaben
VSG im Einzelnen umgesetzt wurde. Dabei werden entlang der Struktur des Sicherheits-
und Nachweiskonzepts die im Vorhaben VSG innerhalb der einzelnen Arbeitspakete
erzielten Ergebnisse rekapituliert und dahingehend bewertet, ob und in welchem
Tiefgang diese die Vorgaben des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes erfüllen. Dies
betrifft sowohl die Umsetzung der geforderten sicherheitstechnischen Maßnahmen, die
Nachweisführung als auch den Umgang mit Daten-, Modell- und Szenarienungewiss-
2

heiten innerhalb der Arbeitspakete. Weiterhin wird aus den systemanalytischen Ergebnissen
des Vorhabens VSG die räumliche Lage und Ausdehnung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereiches hergeleitet. Kapitel 5 dient damit der inhaltlichen Vorbereitung
der Sicherheitsaussagen, die im nachfolgenden Kapitel dargestellt sind.
Zentraler Aspekt des Kapitels 6 ist die Überprüfung, ob es mit den Vorhaben VSG entwickelten
Endlagerkonzepte im Verbund mit der geologischen Barriere gelingt, die
langzeitsicherheitsbezogenen Vorgaben der Sicherheitsanforderungen des BMU aus
heutiger Sicht zu erfüllen. Dazu wird in Zusammenfassung der in Kapitel 5 vorgenommenen
Ergebnisbewertung die Umsetzung der Anforderungen an die Endlagerkonzepte,
die Nachweisführung sowie das dauerhafte Einschlussvermögen und die Robustheit
der konzipierten Endlagersysteme beurteilt.
In Kapitel 7 werden die während der Bearbeitung des Vorhabens gewonnenen Erfahrungen
und die hieraus abgeleiteten Empfehlungen für die Durchführung nachfolgender
Sicherheitsanalysen begründet. Dabei erfolgt eine Reflexion, ob die vorgegeben
Vorhabensziele in Gänze erreicht wurden und welche methodischen Verbesserungsvorschläge
sich im Sinne von „lessons learned“ aus den Erfahrungen in der Projektbearbeitung
ergeben. Gleichermaßen werden die Erkenntnisse, die aus der erstmaligen
praktischen Anwendung der Sicherheitsanforderungen des BMU resultieren, herausgestellt.
Es wird außerdem diskutiert, inwiefern die Ergebnisse des Vorhabens VSG als
Grundlage für vorläufige Sicherheitsuntersuchungen im Rahmen eines zukünftigen
Standortauswahlverfahrens verwendet werden können. Dies betrifft die Fragestellungen,
welche methodischen Aspekte des Vorhabens VSG, ggf. in modifizierter Weise,
bei (vorläufigen) Sicherheitsuntersuchungen zu Salinar- und ggf. auch Tonsteinstandorten
angewendet werden können und welche technisch-konzeptionellen Entwicklungen
auf Endlagerkonzepte für andere geologische Gesamtsituationen übertragbar sind.
Weiterhin werden Optimierungsvorschläge zu den entwickelten Endlagerkonzepten
unterbreitet, die sich aus den Ergebnissen der Sicherheitsanalyse ableiten lassen.
Schließlich werden als Ausfluss der während der Projektbearbeitung gewonnenen Erkenntnisse
Empfehlungen zum zukünftigen Forschungs- und Entwicklungsbedarf gegeben.
Diese beschränken sich allerdings nur auf die in diesem Bericht dokumentierten,
wesentlichen Aspekte. Eine zusammenfassende Dokumentation des gesamten im
Vorhaben VSG identifizierten Erkundungs- sowie Forschungs- und Entwicklungsbedarfs
erfolgt in einem weiteren VSG-Ergebnisbericht /THO 13/.
3

Der vorliegende Bericht enthält einen Anhang, in dem die wesentlichen Ergebnisse der
geowissenschaftlichen Standortbeschreibung und der Langzeitprognose zum Standort
Gorleben zusammengefasst werden .
4

2 Vorhabensziele und Randbedingungen
Im Zusammenhang mit der Aufhebung des Erkundungs-Moratoriums im Jahr 2010
wurde vom Bundesminister für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) beschlossen:
„In einem mehrstufigen Verfahren soll auf der Basis einer Sicherheitsanalyse,
eines aktualisierten Endlagerkonzeptes und eines Reviews durch internationale
Wissenschaftler zunächst geprüft werden, ob Gorleben als Endlager infrage kommt“
/BMU 10b/. Aus diesem Grund wurde vom BMU ein entsprechendes Forschungsvorhaben,
die vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben (VSG), an die GRS
vergeben.
Zu Beginn lagen die Ziele des Vorhabens VSG entsprechend dem oben zitierten Beschluss
des BMU in einer Aufbereitung und wissenschaftlich nachvollziehbaren Zusammenstellung
des Erkundungsstandes zur Salzstruktur Gorleben sowie zu sicherheitsrelevanten
Prozessen in Endlagersystemen in Salzstöcken, insbesondere als
Grundlage für ein ursprünglich geplantes nachfolgendes internationaley Peer Review.
Auf dieser Basis sollten drei übergeordnete Ziele verfolgt werden:
Gestützt auf die Ergebnisse von Analysen zur Integrität der Salzstruktur Gorleben
und einer radiologischen Konsequenzenanalyse, die entlang der Sicherheitsanforderungen
des BMU an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle
/BMU 10a/ zu bewerten sind, sollte eine vorläufige Eignungsaussage zum Standort
Gorleben abgeleitet werden. Dabei wäre nachvollziehbar darzulegen gewesen, ob
und gegebenenfalls unter welchen Umständen am Standort Gorleben wärmeentwickelnde
radioaktive Abfälle sicher endgelagert werden könnten oder ob
schon jetzt Fakten vorliegen, die gegen eine Eignung des Salzstocks sprechen.
Da die sicherheitliche Beurteilung eines Endlagersystems nicht allein auf der Basis
der Standorteigenschaften erfolgen kann sondern die Einbeziehung standortspezifisch
entwickelter Einlagerungs- und Verschlusskonzepte voraussetzt, sollten
Endlagerkonzepte entwickelt werden, welche, soweit dies während der Laufzeit
des Vorhabens VSG möglich ist, optimiert werden.
Weiterhin sollte der aus heutiger Sicht erforderliche Forschungs- und Entwicklungsbedarf
identifiziert und systematisch zusammengestellt werden.
In Einvernehmen mit dem Zuwendungsgeber BMU wurde im Rahmen des 3. Änderungsvertrages
zum Vorhaben VSG vom 21.08.2012 vereinbart, auf eine dezidierte
5

vorläufige Eignungsprognose für den Standort Gorleben zu verzichten. Wohl aber sollte
geprüft werden, ob die im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte im Verbund
mit der geologischen Barriere am Standort Gorleben oder an Salzstandorten mit
vergleichbarer geologischer Situation aus heutiger Sicht geeignet erscheinen, die Sicherheitsanforderungen
des BMU /BMU 10a/ zu erfüllen.
In Erweiterung der ursprünglichen Aufgabenstellung soll im vorliegenden Synthesebericht,
in dem die Ergebnisse des Vorhabens VSG zusammenfassend gewürdigt werden,
dargelegt werden, welche methodischen Ansätze der vorläufigen Sicherheitsanalyse
zweckmäßig für einen Vergleich von Endlagerstandorten eingesetzt werden
können und welche technischen, konzeptionellen Überlegungen des Vorhabens VSG
auf Endlagerkonzepte in anderen geologischen Gesamtsituationen übertragbar sind.
Im Vorhaben VSG wurde der aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik (W&T)
zugrunde gelegt. Weiterhin wurden die Ergebnisse der im Jahr 2010 wieder aufgenommenen
untertägigen Erkundung des Salzstocks Gorleben berücksichtigt, soweit
diese noch rechtzeitig vor Erstellung der vorläufigen Sicherheitsanalyse vorlagen.
2.1 Randbedingungen
Die Durchführung des Vorhabens VSG erfolgte unter Beachtung einiger Randbedingungen,
die in den nachfolgenden Kapiteln detaillierter beschrieben werden. Zu diesen
gehören
die Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/, die im Oktober 2010 veröffentlicht
wurden,
der Erkenntnisstand zum konkreten Standort durch die bisherigen Erkundungsarbeiten
sowie
die Mengen und Arten an radioaktiven Abfällen, die für die Entwicklung der Endlagerkonzepte
zugrunde zu legen sind.
Im Verlauf des Vorhabens haben sich die regulatorischen Randbedingungen sowie die
zu berücksichtigende Menge an radioaktiven Abfällen verändert, wodurch Anpassungen
in der Bearbeitung des Vorhabens erforderlich wurden.
6

2.1.1 Die Sicherheitsanforderungen des BMU
Die Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ an die Endlagerung wärmeentwickelnder
radioaktiver Abfälle enthalten allgemeine Vorgaben hinsichtlich des Sicherheitskonzeptes.
Darüber hinaus enthalten sie Bewertungsmaßstäbe für die Prüfung der
Genehmigungsvoraussetzungen eines neu zu errichtenden Endlagers für wärmeentwickelnde
radioaktive Abfälle, die im Rahmen eines Planfeststellungsverfahrens zu beachten
sind. Bei der Abfassung der Sicherheitsanforderungen wurden die aktuellen
Veröffentlichungen der internationalen Atomenergiebehörde (IAEA) und der internationalen
Strahlenschutzkommission (ICRP) berücksichtigt.
Die Sicherheitsanforderungen des BMU sind allgemeingültig und ohne Bezug auf ein
bestimmtes Wirtsgestein formuliert und enthalten Festlegungen zu folgenden Aspekten,
die nachfolgend z. T. in verkürzter Form wiedergegeben sind.
Allgemeine Schutzziele und Sicherheitsprinzipien (Abschnitte 3 und 4):
Die allgemeinen Schutzziele betreffen
a) den dauerhaften Schutz von Mensch und Umwelt vor ionisierender Strahlung und
sonstigen schädlichen Wirkungen radioaktiver Abfälle sowie
b) die Vermeidung unzumutbarer Lasten und Verpflichtungen für zukünftige Generationen.
Diese beiden Schutzziele sollen durch die Erfüllung folgender Sicherheitsprinzipien
erreicht werden:
Zu a):
Die radioaktiven und sonstigen Schadstoffe in den Abfällen müssen im einschlusswirksamen
Gebirgsbereich 1 konzentriert und eingeschlossen und damit
möglichst lange von der Biosphäre ferngehalten werden.
1
Der einschlusswirksame Gebirgsbereich (ewG) ist der Teil des Endlagersystems, der im Zusammenwirken
mit den technischen Verschlüssen (Schachtverschlüsse, Kammerabschlussbauwerke, Dammbauwerke,
Versatz, …) den Einschluss der Abfälle sicherstellt /BMU 10a/. Bezüglich seiner Ausweisung
s. Kap. 5.2.5.
7

Die Endlagerung muss sicherstellen, dass Freisetzungen radioaktiver Stoffe aus
dem Endlager langfristig die aus der natürlichen Strahlenexposition resultierenden
Risiken nur sehr wenig erhöhen.
Die Endlagerung darf die Artenvielfalt nicht gefährden. Dabei wird davon ausgegangen,
dass auch terrestrische Ökosysteme sowie andere Spezies in ihrer Art
geschützt werden, wenn der Mensch als Individuum vor ionisierender Strahlung
geschützt ist.
Die anderweitige Nutzung der natürlichen Ressourcen darf nicht unnötig eingeschränkt
werden.
Die Auswirkungen der Endlagerung auf Mensch und Umwelt dürfen außerhalb der
Grenzen Deutschlands nicht größer sein als innerhalb Deutschlands zulässig.
Zu b):
Das Endlager ist so zu errichten und so zu betreiben, dass für den zuverlässigen
langfristigen Einschluss der radioaktiven Abfälle im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
in der Nachverschlussphase keine Eingriffe oder Wartungsarbeiten erforderlich
werden.
Es ist eine möglichst zügige Errichtung des Endlagers zu realisieren.
Für Errichtung und Betrieb einschließlich Stilllegung des Endlagers müssen die
finanziellen Mittel zeitgerecht zur Verfügung stehen.
Schrittweises Verfahren und Optimierung (Abschnitt 5):
Da zu erwarten ist, dass zwischen der Festlegung des Standortes und der Stilllegung
eines Endlagers mehrere Jahrzehnte vergehen können, soll zu bestimmten Haltepunkten,
insbesondere vor wesentlichen Entscheidungen zum weiteren Vorgehen, dem
Erkenntniszuwachs zum Endlagersystem und dem fortgeschrittenen Stand von Wissenschaft
und Technik Rechnung getragen werden. Dabei soll eine in sich ausgewogene
Optimierung der Konzeption und der Auslegung eines Endlagers erfolgen, bei der
folgende Optimierungsziele zu berücksichtigen sind:
Strahlenschutz für die Betriebsphase
Langzeitsicherheit
Betriebssicherheit des Endlagers
8

Zuverlässigkeit und Qualität des langfristigen Einschlusses der Abfälle
Sicherheitsmanagement
technische sowie finanzielle Realisierbarkeit
Ein weiteres Optimierungsziel, die zuverlässige Isolation der radioaktiven Stoffe im
Endlager vor zukünftigen menschlichen Aktivitäten, zum Beispiel bei einem unbeabsichtigten
Eindringen in den einschlusswirksamen Gebirgsbereich, ist ebenfalls, jedoch
nachrangig zu den oben genannten Optimierungszielen zu berücksichtigen.
Schutz vor Schäden durch ionisierende Strahlen (Abschnitt 6):
Die Gewährleistung des Strahlenschutzes in der Betriebsphase eines Endlagers (Einlagerungs-
und Stilllegungsbetrieb) für Beschäftigte und Bevölkerung wird durch die
entsprechenden Vorgaben des Atomgesetzes /ATG 11/ und die entsprechende untergesetzliche
Verordnungen, insbesondere die Strahlenschutzverordnung /STV 08/ einschließlich
der Vorgabe entsprechender radiologischer Bewertungskriterien, geregelt.
Die Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ konzentrieren sich daher auf die Vorgabe
von Bewertungskriterien für den Schutz zukünftiger Generationen vor ionisierender
Strahlung in der Nachverschlussphase eines Endlagers, die die oben genannten Regelwerke
nicht enthalten. Grundprinzip hierbei ist, dass die in den radioaktiven Abfällen
enthaltenen Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich, dessen Integrität
maßgeblich für den Schutz vor den Schäden durch ionisierende Strahlung in der Nachverschlussphase
ist, so eingeschlossen sein müssen, dass sie dort verbleiben und
allenfalls geringfügige Stoffmengen diesen Gebirgsbereich verlassen (Geringfügigkeitsprinzip).
Der Zahlenwert der radiologischen Bewertungskriterien richtet sich dabei nach der
Wahrscheinlichkeitsklasse der jeweils betrachteten Entwicklung des Endlagersystems.
Im Einzelnen ist für die Nachverschlussphase nachzuweisen, dass durch die Freisetzung
von Radionukliden, die aus den eingelagerten radioaktiven Abfällen stammen
für wahrscheinliche Entwicklungen nur eine zusätzliche effektive Dosis für Einzelpersonen
der Bevölkerung im Bereich von 10 Mikrosievert im Jahr auftreten kann,
für weniger wahrscheinliche Entwicklungen nur eine zusätzliche effektive Dosis für
Einzelpersonen der Bevölkerung im Bereich von 0,1 Millisievert im Jahr auftreten
kann.
9

Dabei sind jeweils Einzelpersonen mit einer heutigen Lebenserwartung, die während
der gesamten Lebenszeit exponiert werden, zu betrachten.
Für unwahrscheinliche Entwicklungen oder solche aufgrund eines unbeabsichtigten
Eindringens in den einschlusswirksamen Gebirgsbereich werden in /BMU 10a/ keine
Werte für zumutbare Risiken oder zumutbare Strahlenexpositionen festgelegt. Allerdings
ist für diese Entwicklungen im Rahmen der Optimierung zu prüfen, ob eine Reduzierung
dieser Auswirkungen mit vertretbarem Aufwand möglich ist.
Anforderungen an Sicherheitsanalysen und ihre Bewertung für Betrieb und Langzeitsicherheit
(Abschnitt 7):
Abschnitt 7 der Sicherheitsanforderungen des BMU enthält inhaltliche Anforderungen
an die Nachweise, die die Betriebs- und die Nachverschlussphase eines Endlagers
betreffen:
a) Betriebssicherheitsnachweise:
Im Hinblick auf den unter radiologischen Gesichtspunkten sicheren Betrieb eines Endlagers
während der Einlagerungs- und Stilllegungsphase wird gemäß den Sicherheitsanforderungen
ein umfassender Sicherheitsnachweis für alle Betriebszustände des
Endlagers benötigt. Dabei sind anlagenspezifische Sicherheitsanalysen unter Berücksichtigung
definierter Auslegungsstörfällen durchzuführen, die den gemäß Strahlenschutzverordnung
notwendigen Schutz von Betriebspersonal, Bevölkerung und Umwelt
belegen.
b) Langzeitsicherheitsnachweis:
Für die Nachverschlussphase wird der standortspezifische Nachweis der Sicherheit
des Endlagersystems über einen Zeitraum von 1 Mio. Jahre gefordert. Dieser Nachweis
muss alle Informationen, Analysen und Argumente, die die Langzeitsicherheit des
Endlagers belegen, umfassen und hat das Vertrauen in diese Bewertung zu begründen.
Diese Bewertung und deren Dokumentation müssen insbesondere folgende
Punkte umfassen
Die qualitätsgesicherte Erhebung von Daten und Informationen aus Standorterkundung,
Forschung und Entwicklung.
10

Das zugrunde liegende Endlagerkonzept und die qualitätsgesicherte Umsetzbarkeit
der Anforderungen an technische Barrieren.
Die umfassende Identifizierung und Analyse sicherheitsrelevanter Szenarien und
ihre Einordnung in Wahrscheinlichkeitsklassen.
Die Identifizierung, Charakterisierung und Modellierung sicherheitsrelevanter Prozesse
sowie die diesbezügliche Vertrauensbildung und Qualifizierung der Modelle.
Die Darstellung und Umsetzung einer systematischen Strategie zur Identifizierung,
Bewertung und Handhabung von Ungewissheiten.
Weiterhin werden in Bezug auf die Langzeitsicherheit in /BMU 10a/ folgende Einzelnachweise
gefordert:
Langzeitaussage zur Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs,
radiologische Langzeitaussage,
Nachweis der Robustheit technischer Komponenten des Endlagersystems,
Ausschluss von Kritikalität.
Endlagerauslegung (Abschnitt 8):
Abschnitt 8 enthält neben dezidierten Anforderungen an die Sicherheitsnachweise für
die Betriebsphase eines Endlagers (Abschnitt 8.1) Anforderungen, die im Wesentlichen
bei der Betriebsführung und bei der Endlagerauslegung zu berücksichtigen sind und
die Langzeitsicherheit in der Nachverschlussphase betreffen:
Die Festlegung der Grenzen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs und die
Forderung nach Minimierung der Durchörterung bei der Auffahrung von Einlagerungs-
und Infrastrukturbereichen des Endlagerbergwerks (Abschnitte 8.2 und 8.3).
Die Forderung nach räumlicher und zeitlicher Trennung von bergmännischen Arbeiten
und radiologisch relevanten Tätigkeiten (Abschnitt 8.4).
11

Die Forderung, die Anzahl gleichzeitig offener Einlagerungsbereiche 2 möglichst gering
zu halten (Abschnitt 8.5).
Anforderungen an die verwendeten Abfallbehälter bezüglich der Möglichkeit ihrer
Rückholung während der Betriebsphase und der Möglichkeit der Bergung über einen
Zeitraum von 500 Jahren, wobei die hierzu erforderlichen Maßnahmen die
passiven Sicherheitsbarrieren und damit die Langzeitsicherheit nicht beeinträchtigen
dürfen (Abschnitt 8.6).
Anforderungen an ein robustes, gestaffeltes Barrierensystem welches redundant
und diversitär wirkt, seine Funktionen passiv und wartungsfrei erfüllt und seine
Funktionstüchtigkeit selbst für den Fall in ausreichendem Maße beibehält, wenn
einzelne Barrieren nicht ihre volle Wirkung entfalten (Abschnitt 8.7).
Die Forderung nach einem umsetzbaren Stilllegungskonzept (Abschnitt 8.8).
Sicherheitsmanagement und Dokumentation (Abschnitte 9 und 10):
Da das Vorhaben VSG nicht die Sicherheitsanalyse eines Vorhabensträgers, sondern
ein Forschungsvorhaben ist, sind die in diesen Abschnitten formulierten Anforderungen
zu den Organisationsstrukturen des Antragsstellers bzw. zum Inhalt, zur Zugänglichkeit
und zum Erhalt der Dokumentation von sicherheitsrelevanten Informationen zur Lage
und zu den Charakteristika des Endlagersystems für das Vorhaben nicht einschlägig
und werden deshalb hier nicht aufgeführt.
2.1.2 Die Erkundung der Salzstruktur Gorleben
Nach dem Beschluss der Bundesregierung im Jahr 1974, ein „Integriertes Nukleares
Entsorgungszentrum“ einzurichten, welches neben Anlagen zur Wiederaufarbeitung,
Brennelementherstellung und Abfallbehandlung auch die Errichtung eines Endlagers
für alle Arten radioaktiver Abfälle vorsah, wurden mehrere Salzstöcke in Norddeutschland
hinsichtlich ihrer potenziellen Eignung für die Endlagerung radioaktiver Abfälle
untersucht. Im Ergebnis wurde die Salzstruktur Gorleben-Rambow für eine nachfolgende
Erkundung ausgewählt.
2
Der Begriff „Einlagerungsbereich“ bezieht sich hier auf die Sicherheitsanforderungen des BMU. Im
Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG wird eine andere Definition verwendet: Die Grubenbaue mit
den Einlagerungsstrecken und -bohrlöchern inklusive der Querschläge werden als „Einlagerungsfelder“
bezeichnet. Als „Einlagerungsbereich“ wird die Summe der Einlagerungsfelder inklusive der zugehörigen
Richtstrecken bezeichnet.
12

Im April 1979 begann deren übertägige geologische Erkundung in zwei Phasen: Im
Zeitraum von 1979 bis 1984 wurde zunächst ein etwa 390 km 2 großes Gebiet südlich
der Elbe untersucht. Nach der Vereinigung beider deutscher Staaten wurden die Arbeiten
im Zeitraum zwischen 1996 und 1998 nach Norden in die Elbe-Löcknitz Niederung
ausgedehnt. Im Rahmen des übertägigen Untersuchungsprogrammes wurden intensive
seismische Untersuchungen durchgeführt, 44 Bohrungen bis einige Meter unterhalb
des Salzspiegels, 4 Tiefbohrungen bis in rund 2000 m Tiefe, 2 Schachtvorbohrungen
und 185 hydrogeologische Aufschlussbohrungen geteuft sowie 398 Grundwassermessstellen
eingerichtet und Hunderte weiterer Aufschlüsse angelegt. Auf der Grundlage
eines zusammenfassenden Zwischenberichts zu den übertägigen Erkundungsergebnissen,
der im Mai 1983 von der Physikalisch-Technischen Bundesanstalt
veröffentlicht wurde /PTB 83/, stimmte die Bundesregierung im Juli 1983 der untertägigen
Erkundung des Salzstocks zu.
Die geologische Erkundung des Salinars von unter Tage aus begann mit dem Abteufen
der beiden Schächte. Ab 1995 begann die Auffahrung des Infrastruktur- und des Erkundungsbereichs
1 (EB1) in einer Teufe von 840 m. Im Rahmen der untertägigen Erkundung
wurden zahlreiche Bohrungen gestoßen, detaillierte untertägige Kartierungen
erstellt sowie geophysikalische, hydraulische, mechanische, mineralogischgeochemische
und sonstige In-situ-Messungen und Laboruntersuchungen durchgeführt.
13

Abb. 2.1
Übertägige Anlagen des Erkundungsbergwerks Gorleben. Im Vordergrund
Schacht Gorleben 1. (Quelle: DBE TECHNOLOGY GmbH)
Im Oktober 2000 wurde die Erkundung unterbrochen. Die Erkundungsarbeiten wurden
im November 2010 wieder aufgenommen. Nach Klagen gegen die durch das Landesamt
für Bergbau, Energie und Geologie (LBEG) Niedersachsen genehmigte Verlängerung
der Zulassung des Hauptbetriebsplans und durch eine Entscheidung des Bundesministeriums
für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) wurden die
Erkundungsarbeiten Ende November 2012 erneut eingestellt. Seither werden bis auf
weiteres lediglich Maßnahmen zur Aufrechterhaltung der bergtechnischen Sicherheit
des Erkundungsbergwerks durchgeführt.
Die wesentlichen geowissenschaftlichen Erkenntnisse zu den Verhältnissen am Standort
Gorleben, die den Kenntnisstand bis zum Zeitpunkt vor dem Moratorium von 2000
widerspiegeln, sind von der BGR in zusammenfassenden Fachberichten publiziert
worden. Vor Beginn des Vorhabens VSG lagen bereits drei deutschsprachige, über
den Buchhandel zu beziehende Fachbände vor, die von der BGR zusätzlich in englischer
Sprache veröffentlicht wurden /KLI 07a/, /KÖT 07a/ und /BOR 08a/. Im Jahr 2011
erschien der 4. Berichtsband /BRÄ 11/, in dem die geotechnischen Erkundungsergebnisse
beschrieben sind. Diese vier Fachberichte bildeten zusammen mit den Ergebnis-
14

sen der nach 2010 fortgesetzten Erkundung eine wesentliche Grundlage für die Arbeiten
im Vorhaben VSG.
2.1.3 Abfallinventare
Kenntnisse zu Art und Menge an radioaktiven Abfällen bilden eine wichtige Grundlage
für eine Sicherheitsanalyse, da sie u. a. Auswirkungen auf den erforderlichen Platzbedarf
eines Endlagers sowie auf das Einlagerungs- und Verschlusskonzept haben. Zu
Beginn des Vorhabens lag keine ausreichende Erhebung zu den im Rahmen des Vorhabens
VSG zu berücksichtigenden Abfallarten und -mengen vor. Diese wurden daher
im Laufe des Vorhabens ermittelt und dokumentiert (s. Kap. 3.3.2).
Aufgrund politischer Entscheidungen haben sich die zu betrachtenden Abfallmengen
während der Laufzeit des Vorhabens VSG geändert. Zu Beginn galt der am 1. Januar
2000 im Atomgesetz umgesetzte Beschluss der damaligen Bundesregierung zum Ausstieg
aus der friedlichen Nutzung der Kernenergie in Verbindung mit der im September
2010 vereinbarten Laufzeitverlängerung der noch am Netz befindlichen 17 Kraftwerke.
Aufgrund des Ausstiegs aus der Kernenergie /ATG 11/ im Juli 2011, den der Bundestag
als Konsequenz aus den Ereignissen in Fukushima beschlossen hat, reduziert sich
das Aufkommen an bestrahlten Brennelementen aus Druck- und Siedewasserrektoren
gegenüber dem Aufkommen, das unter den ursprünglichen Vorgaben der Laufzeitverlängerung
berechnet wurde.
15

3 Durchführung des Vorhabens
3.1 Strukturierung und Berichtswesen
Gemäß den Erfordernissen einer Sicherheitsanalyse zu Endlagersystemen mit dem
Schwerpunkt Langzeitsicherheit wurde eine Vorhabensstruktur entwickelt, die sich modular
aus vier aufeinander aufbauenden Hauptebenen zusammensetzt. Diese bestehen
aus der Zusammenstellung von Grundlagen, der Entwicklung und Auslegung von
Endlagerkonzepten, der Durchführung von rechnergestützten Endlagersystemanalysen
sowie aus der Synthese und Bewertung der Ergebnisse und hieraus abgeleiteten Empfehlungen.
Das Vorhaben VSG ist in 14 Arbeitspakete (AP) gegliedert, die diesen Ebenen
zugeordnet sind 3 :
Ebene 1: Grundlagen
- AP 2: Geowissenschaftliche Standortbeschreibung und Langzeitprognose
- AP 3: Abfallspezifikation und -mengengerüst
- AP 4: Sicherheits- und Nachweiskonzept
Ebene 2: Endlagerplanung und -auslegung
- AP 5: Entwicklung initialer Endlagerkonzepte
- AP 6: Endlagerauslegung und -optimierung
- AP12: Einschätzungen zur Betriebssicherheit
Ebene 3: Systemanalyse
- AP 7: FEP-Katalog
- AP 8: Szenarienentwicklung
- AP 9: Integritätsanalysen
- AP 10: Radiologische Konsequenzenanalyse
- AP 11: Bewertung Human Intrusion
Ebene 4: Synthese und Empfehlungen
- AP 13: Zusammenfassung und Bewertung der Ergebnisse (Synthese i. e. S.)
- AP 14: Empfehlungen
3 Die Vorhabensleitung und -koordination erfolgte durch die GRS im Rahmen des Arbeitspaketes 1
(vgl. Kap. 3.7).
17

Die Vorhabensstruktur folgt weitgehend den Empfehlungen, die von der Nuclear Energy
Agency (NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung
(OECD) zur Vorgehensweise bei einem Sicherheitsnachweis für ein Endlager für
radioaktive Abfälle formuliert worden sind /NEA 04/ (aktualisiert: /NEA 13/). Sie reflektiert
auch die Erkenntnis aus /BFS 05/, dass eine sicherheitliche Bewertung und ein
Vergleich unterschiedlicher Wirtsgesteine, Geosystemtypen oder auch Standorte nur
dann möglich ist, wenn entsprechend auf die Standortverhältnisse zugeschnittene Endlagerkonzepte
vorliegen. Als Ergebnis einer vom BfS beauftragten Studie zur Bedeutung
des Mehrbarrierenkonzeptes /GRU 05/ wurde deutlich, „dass im Rahmen von Sicherheitsnachweisen
die geologischen und technischen Barrieren eines Endlagers als
integriertes System bewertet werden müssen und die Wechselwirkungen zwischen
Abfall und Wirtsgestein zu berücksichtigen sind.“ Deshalb erfolgte im Vorhaben VSG
die Sicherheitsanalyse nicht allein anhand der geologischen Standortverhältnisse sondern
auch unter Einbeziehung von an die Standortverhältnisse angepassten Einlagerungs-
und Verschlusskonzepten, d. h. für ein gesamtes Endlagersystem, bestehend
aus der geologischen Barriere und seiner Umgebung, dem verfüllten Endlagerbergwerk
sowie den geotechnischen Barrieren.
Die fachliche Beziehung zwischen diesen Arbeitspaketen ist dem in Abb. 3.1 dargestellten
Projektstrukturplan zu entnehmen. Ziele der Arbeitspakete und ihre Verknüpfungen
untereinander werden in den Kapiteln 3.3 bis 3.6 entlang der vier Hauptebenen
erläutert.
18

AP 2:
Geowissenschaftliche
Standortbeschreibung
und Langzeitprognose
1. Grundlagen
AP 3:
Abfallspezifikation
und -mengengerüst
AP 4:
Sicherheits- und
Nachweiskonzept
2. Endlagerplanung und -auslegung
AP 5: Entwicklung initialer
Endlagerkonzepte
AP 12:
Betriebssicherheit
AP 6: Endlagerauslegung und -optimierung
AP 7: FEP-Katalog
AP 8: Szenarienentwicklung
AP 11:
Bewertung
Human Intrusion
AP 9: Integritätsanalysen
9.1: Geologische Barriere
9.2: Geotechnische Barrieren
3. Systemanalyse
AP 10:
Radiologische Konsequenzenanalyse
Lösungspfad / Gaspfad
4. Synthese und Empfehlungen
AP 13: Zusammenfassung und
Bewertung der Ergebnisse
AP 14: Empfehlungen
Abb. 3.1
Strukturplan des Vorhabens VSG
Die Ergebnisse der Arbeiten im Vorhaben VSG sind in vielfältigen Berichten dargestellt,
die hierarchisch aufeinander aufbauen und deren fachliche Qualitätssicherung in
Form eines festgelegten Review-Prozesses erfolgte, siehe Kapitel 3.7:
Der vorliegende Synthesebericht stellt die oberste Stufe dar. In diesem Bericht
werden die wesentlichen Ergebnisse und Argumente der Arbeiten in den Vorhabensebenen
1 bis 3 zusammenfassend dargestellt, bewertet und vor dem Hintergrund
der Aufgabenstellung des Vorhabens VSG zu wesentlichen Gesamtaussagen
verdichtet.
19

Die Ergebnisse der Arbeitspakete 2 bis 12 und 14 sind detailliert in spezifischen
Berichten dargestellt. Teilweise wurden in einem Arbeitspaket auch mehrere Ergebnisberichte
erstellt. Bei der Beschreibung der einzelnen Arbeitspakete in den
Kapiteln 3.3 bis 3.6 sind die jeweiligen Ergebnisberichte aufgeführt.
Auf der dritten Stufe stehen technische Berichte (Memos), in denen wichtige
Grundlagen und Eingangsdaten für die Bearbeitung bestimmter Arbeitspakete dokumentiert
sind. Diese Berichte oder Memos unterlagen nicht dem internen Review-
und Qualitätssicherungsprozess des Vorhabens VSG.
3.2 Projektpartner
Der GRS oblag die wissenschaftliche und organisatorische Leitung des Vorhabens,
wobei sie von einem Steering Committee begleitet wurde, in das jeder Projektpartner
jeweils einen Teilnehmer entsandte. Die GRS bearbeitete einen großen Teil der Arbeitspakete
selbst. Da für die Bearbeitung des Vorhabens VSG spezialisiertes Fachwissen
unterschiedlicher Disziplinen notwendig war, wurden von der GRS verschiedene
Partner in das Projekt eingebunden. Diese sind: Dr. Bruno Baltes, die DBE
TECHNOLOGY GmbH, das Institut für Aufbereitung, Deponietechnik und Geomechanik
der TU Clausthal, das Institut für Endlagerforschung der TU Clausthal, das Institut
für Gebirgsmechanik GmbH (IfG), das Institut für Sicherheitstechnologie (ISTec), das
Karlsruher Institut für Technologie/Institut für Nukleare Entsorgung (KIT/INE), die international
nuclear safety engineering GmbH (nse) sowie das Institut für Atmosphäre und
Umwelt (IAU) der Universität Frankfurt. Die Bundesanstalt für Geowissenschaften und
Rohstoffe (BGR) war im Rahmen einer Beauftragung durch das Bundesamt für Strahlenschutz
an dem Vorhaben beteiligt. Die am Vorhaben VSG beteiligten Institutionen
werden im Nachfolgenden kurz vorgestellt.
Die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) ist eine
gemeinnützige technisch-wissenschaftliche Forschungs- und Sachverständigenorganisation.
Sie ist in den drei Arbeitsfeldern Reaktorsicherheit, Entsorgung
und Strahlen- und Umweltschutz tätig und verfügt über interdisziplinäres Wissen, fortschrittliche
Methoden und qualifizierte Daten, um die Sicherheit technischer Anlagen zu
bewerten und weiterzuentwickeln. Durch die enge Verzahnung von Forschung und
Begutachtung sowie durch die starke Vernetzung der verschiedenen Arbeitsfelder der
GRS ergeben sich Synergien, die einen wichtigen Grundpfeiler der Fachkompetenz der
GRS darstellen. Neben der Vorhabensleitung brachte die GRS im Vorhaben VSG ihre
20

Kompetenzen u. a. aus den Bereichen Langzeitsicherheit, Endlagerkonzepte, Abfallspezifikation,
Szenarienentwicklung, Freisetzungsszenarien und Konsequenzenanalyse
ein.
Die Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe (BGR) ist
die zentrale Beratungseinrichtung der Bundesregierung in allen geowissenschaftlichen
und rohstoffwirtschaftlichen Fragen. Die BGR ist eine Fachbehörde
des Bundesministeriums für Wirtschaft und Technologie. Mit ihrer Forschung und Beratung
deckt die BGR alle geowissenschaftlichen Themen ab, auch das der Endlagerung
radioaktiver Abfälle. Die BGR hat Studien zu potenziell geeigneten Standortregionen in
Deutschland in unterschiedlichen Wirtsgesteinen erstellt. Am Standort Gorleben hat die
BGR maßgeblich an der Planung, Durchführung und Auswertung der über- und untertägigen
Erkundung gearbeitet und die Ergebnisse in über 800 Einzelberichten sowie
zusammenfassend in der mehrteiligen geowissenschaftlichen Standortbeschreibung
Gorleben veröffentlicht. Im Vorhaben VSG lagen die Aufgaben der BGR in der geologischen
Standortbeschreibung und der geowissenschaftlichen Langzeitprognose. Weiterhin
war die BGR an den Integritätsanalysen zur geologischen Barriere beteiligt.
Die DBE TECHNOLOGY GmbH ist ein Ingenieur- und Beratungsunternehmen,
das weltweit im Bereich der nuklearen Entsorgung
unterstützend und beratend u. a. für Behörden, Energie-, Entsorgungs- und
Bergbauunternehmen tätig ist. Das Know-how der Firma basiert auf 30-jährigen Erfahrungen
in Planung, Bau und Betrieb von Endlagern sowie nationaler und internationaler
Forschungstätigkeit. Das Spektrum reicht von geowissenschaftlichen und ingenieurtechnischen
Untersuchungen, komplexen numerischen Modellrechnungen über betriebliche
Planungen bis zu sicherheitstechnischen Bewertungen. Im Vorhaben VSG
brachte die DBE TECHNOLOGY u. a. ihre Erfahrungen in den Bereichen Endlagerkonzeption,
Entwicklung und Prüfung geotechnischer Barrieren sowie bei der Szenarienentwicklung
ein.
Das Institut für Atmosphäre und Umwelt (IAU) ist Teil des Schwerpunkts
Mensch und Umwelt des Fachbereichs 11 der Johann Wolfgang Goethe-Universität
Frankfurt. Das Institut besteht aus fünf Arbeitsgruppen: Aerosol und
Umweltforschung, Experimentelle Atmosphärenforschung, Mesoskalige Meteorologie
und Klima, Theorie der atmosphärischen Dynamik und des Klimas, und Umweltanalytik.
Mit Hilfe experimenteller, theoretischer und modellierender Forschungsarbeiten
wird das Verständnis der physikalischen und chemischen Prozesse in Atmosphäre und
21

Umwelt verbessert und gelehrt. Im Vorhaben VSG beteiligte sich das IAU an der Bewertung
der sicherheitlichen Relevanz der in der Salzstruktur Gorleben auftretenden
Kohlenwasserstoffvorkommen.
Das Institut für Gebirgsmechanik (IfG) GmbH wurde 1990 durch Mitarbeiter
des ehemaligen Institutes für Bergbausicherheit Leipzig gegründet. Es führt
wissenschaftlich-technische Grundlagenforschung sowie praktische Untersuchungen
und Begutachtungen zu geomechanischen Problemstellungen, vorrangig im Salzbergbau
und der Kavernenspeicherung durch. Es besitzt langjährige Erfahrung zur Bewertung
der Standsicherheit und des Konvergenzverhaltens von komplexen Grubengebäuden
in verschiedenen Gesteinsformationen. Davon ausgehend führte das IfG im
Vorhaben VSG vor allem thermo-mechanische Simulationsrechnungen zur Bewertung
der geomechanischen Integrität der geologischen Barrieren durch.
Am Institut für Sicherheitstechnologie (ISTec) GmbH forschen und
entwickeln rund 40 Wissenschaftler und Techniker mit langjähriger nationaler und internationaler
Erfahrung. ISTec ist eine Tochter der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH. Das Institut berät u. a. Anlagenhersteller, Kraftwerksbetreiber,
die verarbeitende Industrie, Verkehrsbetriebe und Behörden in diagnose- und
sicherheitstechnischen Fragen. ISTec bündelt jahrzehntelange Erfahrungen in Forschung,
Entwicklung, Implementierung und Prüfung von Sicherheitstechnologien.
ISTec berät und begutachtet bei der Einführung neuer Technologien, bietet umfassenden
Service bei Betrieb und Nutzung sowie ganzheitliche technische Lösungen. In das
Vorhaben VSG brachte das ISTec seine Expertise zur Abfallmengenerfassung
und -charakterisierung ein.
Das Karlsruher Institut für Technologie (KIT) ist der Zusammenschluss
des Forschungszentrums mit der Universität Karlsruhe. Das Institut für
Nukleare Entsorgung (INE) befasst sich mit Methoden für einen wissenschaftlich fundierten
Nachweis der Langzeitsicherheit von Endlagern auf Basis geochemischer Ansätze.
Die Arbeiten konzentrieren sich auf Actiniden und langlebige Spaltprodukte und
umfassen die Spanne von grundlegenden Laboruntersuchungen zur Geochemie der
Actiniden in aquatischen Systemen, zur Rückhaltung an Oberflächen, die Entwicklung
und Anpassung von Speziationsmethoden bis hin zu anwendungsorientierten Untersuchungen
der Radionuklidrückhaltung im Multibarrierensystem. Im Vorhaben VSG berechnete
KIT-INE die Konzentrationen der Radionuklide, die aus bestrahltem Kernbrennstoff
bzw. verglastem hochradioaktivem Abfall mobilisiert werden.
22

Die international nuclear safety engineering (nse) GmbH mit Sitz in
Aachen wurde 2010 gegründet und erbringt als Zusammenschluss
verschiedener Institute der RWTH Aachen Ingenieur- und Beratungsleistungen in den
Bereichen End- und Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle, Entsorgungs- und Gewinnungsbergbau,
Sicherheitsanalysen, Simulation in der Kerntechnik, Charakterisierung
und Behandlung radioaktiver Abfälle, Anlagenüberwachung und Automatisierung sowie
Maschinentechnik und Fördertechnik unter und über Tage. Im Vorhaben VSG war die
nse insbesondere bei der Beurteilung der Qualität und Aussagesicherheit der geowissenschaftlichen
Standortdaten sowie bei der Endlagerauslegung und Optimierung im
Hinblick auf die Rückholung von Abfallbehältern beteiligt.
Am Institut für Endlagerforschung der TU Clausthal erfolgt
eine interdisziplinäre Forschung zu Fragen der Standortcharakterisierung, der Standorterkundung,
der geotechnischen Sicherheitssysteme und des Langzeitsicherheitsnachweises.
Die Forschungsgruppe „Geochemie“ beschäftigt sich u. a. mit Fragen der
Salzgeologie. Die Forschungsgruppe „Endlagersysteme“ befasst sich mit Fragestellungen
der Nachweisführung für die Langzeitsicherheit von Endlagern für radioaktive Abfälle
in tiefen geologischen Formationen. Der Lehrstuhl „Deponietechnik und Geomechanik“
am Institut für Aufbereitung, Deponietechnik und Geomechanik beschäftigt sich
u. a. – gestützt auf numerische Simulationen und Experimente – mit der Sicherheit
untertägiger Verschlussbauwerke und Tragsysteme. Die TU Clausthal begleitete das
Vorhaben VSG als unabhängiger externes Expertenteam und überprüfte die Qualität
ihrer Ergebnisse. Die Review-Tätigkeit der TU Clausthal betraf folgende Arbeitsfelder
des Vorhabens VSG: Geowissenschaftliche Standortcharakterisierung und Langzeitprognose,
Sicherheits- und Nachweiskonzept, FEP-Katalog und Szenarienentwicklung,
Integritätsanalysen, radiologische Konsequenzenanalyse sowie die Ergebnissynthese.
3.3 Vorhabensebene 1: Grundlagen
Innerhalb der Vorhabensebene 1 wurde die Ausgangsbasis für die nachfolgenden Endlagerkonzeptplanungen
und Sicherheitsanalysen geschaffen. Dies betraf zum einen die
Zusammenstellung und Aufbereitung der für die Analysen erforderlichen Daten und
Informationen zu den geologischen und hydrogeologischen Verhältnissen am Standort
Gorleben einschließlich einer geowissenschaftlichen Langzeitprognose.
23

Zum anderen erfolgte eine Recherche und Zusammenstellung der zu erwartenden Arten
und Mengen wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle. Beides, die geologischen
Verhältnisse am Standort Gorleben und die gemäß Ausstiegsbeschluss (Juli 2011) bis
Ende 2022 zu erwartenden wärmeentwickelnden Abfälle, bildeten die Randbedingungen
für die Arbeiten im Vorhaben VSG. Darüber hinaus wurde eine Konzeptstudie zur
Untersuchung der Machbarkeit einer optionalen Einlagerung von vernachlässigbar
wärmeentwickelnden Abfällen durchgeführt.
Eine weitere Randbedingung bildeten, wie bereits oben erwähnt, die Sicherheitsanforderungen
des BMU /BMU 10a/ an die Endlagerung wärmeentwickelnder Abfälle. Als
weitere maßgebliche Grundlage für alle nachfolgenden Arbeitspakete wurde innerhalb
des Vorhabens VSG ein Sicherheits- und Nachweiskonzept entwickelt. Prinzipielles
Ziel des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes ist es, unter Berücksichtigung der geologischen
Situation am Standort Gorleben – möglichst unter Berücksichtigung der Übertragbarkeit
auf andere Salzstöcke – und der zu erwartenden Abfallarten und -mengen
eine Strategie zu entwickeln, wie gemäß den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ ein
sicherer Einschluss der in den Abfällen enthaltenen Radionuklide realisiert und nachgewiesen
werden kann.
Die Arbeiten zu den Grundlagen des Vorhabens VSG werden in den folgenden Unterkapiteln
dargestellt.
3.3.1 Arbeitspaket 2: Geowissenschaftliche Standortbeschreibung und
Langzeitprognose
Das Arbeitspaket 2 wurde schwerpunktmäßig durch die Bundesanstalt für Geowissenschaften
und Rohstoffe (BGR) bearbeitet. Die wesentliche Datenbasis für die geowissenschaftliche
Standortbeschreibung und Langzeitprognose bilden die vier Fachbände
der BGR /KLI 07a/, /KÖT 07a/ /BOR 08a/ (englischsprachige Versionen: /KLI 07b/,
/KÖT 07b/ /BOR 08b/) und /BRÄ 11/ in denen die bisher am Standort Gorleben vorliegenden
Erkundungsergebnisse zusammengefasst sind.
Da die geowissenschaftlichen Daten und Informationen zu den Verhältnissen am
Standort Gorleben im Rahmen der Standorterkundung bis zum Jahr 2000 gewonnen
wurden und damit seit ihrer Erfassung eine gewisse Zeit vergangen ist, wurde eine
Bewertung der Standortdaten im Hinblick auf deren Vollständigkeit, Aussagekraft und
24

Ungewissheiten für eine vorläufige Sicherheitsanalyse sowie der Eignung der zugrunde
liegenden Untersuchungsmethoden vorgenommen. Diese Aufgabe wurde durch nse,
namentlich durch das geologische Institut der RWTH Aachen in Kooperation mit der
Geophysica Beratungsgesellschaft mbH, wahrgenommen. Diese Institutionen waren
zuvor nicht an der Erkundung der Salzstruktur Gorleben beteiligt. Ihre Ergebnisse sind
im Bericht /KUK 12/ dokumentiert.
Als Grundlage für die innerhalb der Szenarienentwicklung zu berücksichtigenden natürlichen
zukünftigen Entwicklungsmöglichkeiten am Standort Gorleben wurde durch die
BGR eine geowissenschaftliche Langzeitprognose erstellt. Diese umfasst eine Prognose
zukünftiger klimatischer, (salz-)tektonischer, geomorphologischer und hydrogeologischer
Entwicklungen. Die Ergebnisse der Langzeitprognose wurden in einem Abschlussbericht
/MRU 11/ dokumentiert.
Zu ausgewählten sicherheitsrelevanten geowissenschaftlichen Aspekten, wie z. B. der
Entstehung (vermeintlicher) „kryogener Klüfte“, der Deformation von Anhydrit-
Schichten sowie den geologischen und hydraulischen Eigenschaften der Gorleben-
Bank, wurden von der BGR aktuelle Erkenntnisse in einem weiteren Bericht dargestellt
/HAM 12/, in dem auch einige Ergebnisse der nach dem Herbst 2010 fortgeführten
untertägigen Erkundung am Standort Gorleben eingeflossen sind.
Eine zusammenfassende Darstellung der Ergebnisse der Standortcharakterisierung
und Langzeitprognose enthält der Anhang am Ende dieses Berichts.
3.3.2 Arbeitspaket 3: Abfallspezifikation und -mengengerüst
Das Arbeitspaket 3 wurde federführend durch die GRS unter Mitarbeit von ISTec sowie
nse bearbeitet. Aufgaben waren die Recherche und Dokumentation von Art und Menge
sowie die Charakterisierung der radiologischen und stofflichen Eigenschaften der in
Deutschland anfallenden wärmeentwickelnden Abfälle. Hierzu gehören:
bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren, die für eine direkte Endlagerung
vorgesehen sind,
radioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung im Ausland sowie aus der Wiederaufarbeitungsanlage
in Karlsruhe,
bestrahlte Brennelemente aus Prototyp- und Forschungsreaktoren.
25

Weiterhin wurden zwecks einer optionalen Betrachtung zusätzlich radioaktive Abfälle
mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, bei denen aus heutiger Sicht nicht ausgeschlossen
werden kann, dass diese gemeinsam mit wärmeentwickelnden Abfällen in
einem Endlager eingelagert werden sollen, in die Untersuchungen einbezogen. Hierbei
handelt es sich um
graphithaltige Abfälle,
Urantails aus der Urananreicherung sowie
sonstige radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, die z. B.
aufgrund ihrer radiologischen Eigenschaften nicht in einem anderen Endlager endgelagert
werden können.
Die Aufgabe im Vorhaben VSG bestand darin, zu analysieren, ob eine gemeinsame
Endlagerung von wärmeentwickelnden und vernachlässigbar wärmeentwickelnden
Abfällen möglich bzw. sinnvoll ist oder ob hierdurch so große sicherheitstechnische
Nachteile in Kauf genommen werden müssen, dass ein derartiges Konzept hinfällig
werden könnte.
Über die Zusammenstellung der Mengengerüste und der Charakteristika hinaus wurden
im Arbeitspaket 3 für die verschiedenen Abfalltypen entsprechende Abfallbehältertypen
vorgeschlagen und die technischen Charakteristika dieser Behälter beschrieben.
Die Angaben zu Art und Menge der für die Endlagerung der radioaktiven Abfälle erforderlichen
Behälter bildeten eine wesentliche Grundlage für die Planung der Endlagerbergwerke
und der Einlagerungskonzepte im Rahmen der Arbeitspakete 5 und 6.
Während der Laufzeit des Vorhabens VSG haben sich die Abfallmengengerüste aufgrund
politischer Entscheidungen mehrfach geändert. Zu Beginn des Vorhabens VSG
galt der am 1. Januar 2000 im Atomgesetz umgesetzte Beschluss der damaligen Bundesregierung
zum Ausstieg aus der friedlichen Nutzung der Kernenergie. Mit der im
September 2010 vereinbarten Laufzeitverlängerung wurden den noch am Netz befindlichen
17 Kraftwerken, abhängig von ihrem Alter, zusätzliche Laufzeiten von 8 Jahren
für ältere und 14 Jahre für jüngere Anlagen zugeordnet. Entsprechend diesen Randbedingungen
wurden die bestrahlten Brennelemente aus Leistungsreaktoren unter Berücksichtigung
der im Jahr 2000 festgelegten Reststrommengen für die noch am Netz
befindlichen Reaktoren, der Einstellung der Wiederaufarbeitung von bestrahlten Brennelementen
im Jahre 2005 sowie der im Herbst 2010 vereinbarten Laufzeitverlängerung
26

für die Kernkraftwerke /ATG 10/ bestimmt. Die entsprechenden Abfallmengengerüste
und die Abfallcharakteristika wurden in einem Bericht /PEI 11a/ dokumentiert. Diese
Abfallmengengerüste bildeten zunächst die Grundlage für die Entwicklung der initialen
Endlagerkonzepte, die die Arbeitsgrundlage für weitere Analysen zu Beginn des Vorhabens
VSG bildeten (vgl. Kap. 3.4).
Aufgrund des Ausstiegs aus der Kernenergie /ATG 11/, den der Bundestag als Konsequenz
aus den Ereignissen in Fukushima im Juli 2011 beschlossen hat, reduziert sich
das Aufkommen an bestrahlten Brennelementen aus Druck- und Siedewasserrektoren
gegenüber dem Aufkommen, das unter den ursprünglichen Vorgaben der Laufzeitverlängerung
berechnet wurde. Entsprechend wurden die neuen Abfallmengengerüste
berechnet und in einem zweiten, aktualisierten Bericht /PEI 11b/ dokumentiert. Diese
aktuellen Abfallmengen wurden den Berechnungen in der Systemanalyse (insbesondere
in AP 9 und AP 10) zugrunde gelegt.
Auf die Abfallmengengerüste und die Abfallcharakteristika wird zusammenfassend in
Kapitel 5.1.1 eingegangen.
3.3.3 Arbeitspaket 4: Sicherheits- und Nachweiskonzept
Das Sicherheits- und Nachweiskonzept wurde durch die GRS entwickelt. Ziel des Sicherheits-
und Nachweiskonzeptes ist die Darstellung der Strategie, wie unter den
konkreten Standortverhältnissen bei einem gegebenen Abfallinventar ein dauerhaft
sicherer Einschluss der in den radioaktiven Abfällen enthaltenen Radionuklide über
den Nachweiszeitraum von 1 Mio. Jahren erreicht werden soll und nachgewiesen werden
kann.
Durch die Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ werden bereits bestimmte Vorgaben
bezüglich des Sicherheitskonzeptes gemacht. Da die Sicherheitsanforderungen wirtsgesteinsunabhängig
formuliert sind, müssen sie für eine Anwendung auf einen gegebenen
Standort mit seiner geologischen Situation konkretisiert werden.
Um zu Beginn des Vorhabens VSG möglichst rasch eine Grundlage für die Entwicklung
von Endlagerkonzepten und die Durchführung von Systemanalysen bereitzustellen,
wurden zunächst die Grundzüge des Sicherheits- und Nachweiskonzepts erarbeitet
und in /MÖN 11/ dokumentiert. Da die Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ im
27

Rahmen des Vorhabens VSG erstmalig auf einen konkreten Standort, für den Endlagerkonzepte
zu entwickeln waren, angewendet wurden, ergab sich im Zuge der im
Vorhaben gewonnenen Erfahrungen die Notwendigkeit zu weiteren Konkretisierungen.
Diese wurden in einem abschließenden Bericht zum Sicherheits- und Nachweiskonzept
in /MÖN 12/ dokumentiert. Hauptaspekt der Überarbeitung war eine systematisch
strukturierte Ableitung von Zielsetzungen, und, daraus abgeleitet, der strategischen,
planerischen und technischen Maßnahmen für die Entwicklung des Endlagerkonzeptes
und für die Auslegung des Endlagerbergwerks. Die in den Grundzügen des Sicherheits-
und Nachweiskonzepts erarbeiteten Anforderungen an die Nachweisführung
haben sich inhaltlich jedoch nur geringfügig geändert. Auf die Inhalte des Sicherheitsund
Nachweiskonzepts des Vorhabens VSG wird in Kapitel 4 genauer eingegangen.
Allerdings konnte es nicht Ziel des Vorhabens sein, sämtliche in den Sicherheitsanforderungen
geforderten Nachweise zu führen, da es sich bei den im Vorhaben VSG entwickelten
Endlagerkonzepten um Konzeptstudien prototypischen Charakters handelte,
die z. B. im Hinblick auf die Betriebsabläufe oder die betriebliche Infrastruktur noch
keine Detaillierung in einem Tiefgang erlaubten, wie es beispielsweise für die Durchführung
von umfassenden Störfallanalysen erforderlich gewesen wäre.
Bei dem im Vorhaben VSG entwickelten Sicherheits- und Nachweiskonzept wurden
folgende Aspekte aus den Sicherheitsanforderungen nicht (vollumfänglich) einbezogen:
Die sicherheitsrelevanten Aspekte der Betriebsphase (Abschnitte 8.1 und 8.8 in
/BMU 10a/) konnten im Stadium einer vorläufigen Sicherheitsanalyse noch nicht
detailliert bewertet werden, da die Planung der Endlagerkonzepte im dazu notwendigen
Detaillierungsgrad nicht vorliegt und im Vorhaben VSG auch nicht zu entwickeln
war. Dies betrifft beispielsweise den geforderten umfassenden Sicherheitsnachweis
für alle Zustände des Endlagerbetriebes (Abschnitt 7.1 /BMU 10a/) sowie
das nach Abschnitt 7.4 /BMU 10a/ geforderte Kontroll- und Beweissicherungsprogramm.
Es wurde aber überprüft, ob die für das Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte
dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen und ob aus
Sicht der Betriebssicherheit grundlegende Bedenken gegen die Machbarkeit erkennbar
sind /PEI 12/.
Da das Vorhaben VSG nicht die Sicherheitsanalyse eines Vorhabensträgers ist,
sondern sich eher im konzeptionellen Bereich bewegt, sind die Sicherheitsanforderungen,
die sich auf administrative Maßnahmen beziehen, im Wesentlichen im Ab-
28

schnitt 9 /BMU 10a/ zum Sicherheitsmanagement, für das Vorhaben VSG nicht
einschlägig.
Entsprechendes gilt für die Anforderung in Abschnitt 10 /BMU 10a/ an den generationenübergreifenden
Erhalt der Dokumentation aller für Sicherheitsaussagen und
für zukünftig zu treffende Beurteilungen und Entscheidungen relevanten Daten und
Dokumente.
Das in Kapitel 4 vorgestellte Sicherheits- und Nachweiskonzept bezieht sich folglich auf
die Aspekte und Anforderungen, die die technische Sicherheit in der Nachverschlussphase
betreffen.
3.4 Vorhabensebene 2: Endlagerplanung und -auslegung
Unter Endlagerkonzepten werden Entwürfe von übertägigen und untertägigen Anlagen
eines Endlagerbergwerks, die durch Schachtförderanlagen verbunden sind, verstanden.
Bezüglich der untertägigen Anlagen (Grubengebäude) wurden im Vorhaben VSG
mehrere Layout-Varianten betrachtet. Diese unterscheiden sich im Hinblick auf die
Anordnung der verschiedenen Abfalltypen, die eingesetzte Einlagerungstechnologie
und – hiermit verbunden – die eingesetzten Behältertypen:
Variante A: Optionale Einlagerung von Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
in horizontalen Einlagerungskammern in einem Endlagerflügel
südwestlich der Schächte Gorleben 1 und 2.
Variante B1: Einlagerung aller wärmeentwickelnden radioaktiven Abfälle in Endlagerbehältern
des Typs POLLUX ® in horizontalen Strecken in einem Endlagerflügel
nordöstlich der Schächte Gorleben 1 und 2.
Variante B2: Einlagerung aller wärmeentwickelnden radioaktiven Abfälle in Transportund
Lagerbehältern in horizontalen Bohrlöchern in einem Endlagerflügel
nordöstlich der Schächte Gorleben 1 und 2 im Sinne einer Differenzbetrachtung
zur Variante B1.
Variante C: Einlagerung aller wärmeentwickelnden radioaktiven Abfälle in tiefen, vertikalen
Bohrlöchern (Brennstabkokillen, Triple-Packs) in einem Endlagerflügel
nordöstlich der Schächte Gorleben 1 und 2.
29

Durch die Kombination der Variante A mit jeweils einer der anderen Varianten ergaben
sich die im Vorhaben VSG untersuchten Einlagerungsvarianten AB1, AB2 und AC.
Die Arbeiten zu den Endlagerkonzeptentwicklungen erfolgten im Vorhaben VSG innerhalb
der Arbeitspakete 5 (Entwicklung initialer Endlagerkonzepte) und 6 (Endlagerauslegung
und -optimierung).
3.4.1 Arbeitspaket 5: Entwicklung initialer Endlagerkonzepte
Ziel der Arbeiten im Arbeitspaket 5, welches von der DBE TECHNOLOGY bearbeitet
wurde, war, möglichst früh während der Vorhabenslaufzeit vorläufige (d. h. noch nicht
optimierte) Entwürfe der oben beschriebenen Einlagerungsvarianten zu erarbeiten, um
eine Arbeitsgrundlage für den FEP-Katalog, die hierauf aufbauende Szenarienentwicklung
sowie für die in der Systemanalyse zu entwickelnden Rechenmodelle zu schaffen.
Dabei wurde auf Ergebnisse vorlaufender wissenschaftlicher Studien, wie z. B. das
Vorhaben ISIBEL /ISI 08/ zurückgegriffen. Die Entwicklung der initialen Arbeitsmodelle
umfasste im Einzelnen:
Die technische Spezifizierung der für die verschiedenen Abfalltypen zu verwendenden
Endlagerbehälter auf der Grundlage der Vorschläge aus AP 3.
Die Konzeption der Grubengebäude für die oben beschriebenen Einlagerungsvarianten,
d. h. die planerische Festlegung von Lage und Abmessungen von Richtstrecken,
Querschlägen, Einlagerungsstrecken bzw. -bohrlöchern sowie sonstiger Infrastruktureinrichtungen.
Die Entwicklung und Beschreibung eines technischen Transport- und Einlagerungskonzepts
einschließlich der hierfür erforderlichen über- und untertägigen Infrastruktureinrichtungen
und technischen Komponenten.
Die Entwicklung und Beschreibung eines technischen Konzepts für Stilllegung und
Rückbau des Endlagerbergwerks nach erfolgter Abfalleinlagerung.
Die Entwicklung und Beschreibung eines Verfüll- und Verschlusskonzepts auf der
Basis des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes, in Form eines Initialkonzepts bestehend
aus den (geo-)technischen Barrieren Salzgrusversatz, Strecken und
Schachtabdichtungen, welches im Verlauf des Vorhabens VSG weiterentwickelt
wurde.
30

Die Beschreibung der Betriebsabläufe bei Auffahrung, Beladung, Rückbau und
Verschluss des Endlagerbergwerks einschließlich der Berücksichtigung betriebssicherheitlicher
und strahlenschutztechnischer Aspekte.
Die initialen Endlagerkonzepte lagen Anfang 2011 vor. Entsprechend konnten hier
noch nicht die Abfallmengengerüste berücksichtigt werden, die sich als Konsequenz
des Beschlusses zum Ausstieg aus der Kernenergie vom Juli 2011 /ATG 11/ ergeben
haben. Vielmehr basierten sie noch auf denjenigen Abfallmengen, die aus der im
Herbst 2010 vereinbarten Laufzeitverlängerung für die Kernkraftwerke resultierten und
die im Rahmen des Arbeitspaketes 3 in /PEI 11a/ dokumentiert wurden. Die initialen
Endlagerkonzepte wurden im Bericht /BOL 11/ dokumentiert.
3.4.2 Arbeitspaket 6: Endlagerauslegung und -optimierung
Innerhalb des Arbeitspaketes 6 erfolgte eine Modifizierung und Optimierung der in
AP 5 entwickelten initialen Endlagerkonzepte. Die Modifizierungen betrafen die thermische
Auslegung der Endlagerkonzepte sowie die Erfordernisse, die sich aus den während
der Vorhabenslaufzeit veränderten regulatorischen Randbedingungen ergaben.
Im letzteren Fall wurden beispielsweise die neuen Abfallmengengerüste infolge des
Ausstiegsbeschlusses oder Vorgaben in den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/
bezüglich der Gewährleistung der Rückholbarkeit von Abfallbehältern während der
Betriebsphase berücksichtigt. Die Optimierungsplanungen bezogen sich in Übereinstimmung
mit den entsprechenden Optimierungsgeboten in den Sicherheitsanforderungen
des BMU /BMU 10a/ (Abschnitt 5) im Wesentlichen auf Langzeitsicherheitsaspekte
(Zuverlässigkeit und Qualität der langfristigen Verschlüsse), Fragen der
Betriebssicherheit und des betrieblichen Strahlenschutzes, Maßnahmen zur Reduzierung
der Wahrscheinlichkeit unbeabsichtigten menschlichen Eindringens sowie die
Identifizierung von Optimierungsmöglichkeiten für Endlagerbehälter und Rückholungskonzepte.
Im Einzelnen wurden bei der Auslegung und Optimierung der modifizierten
Endlagerkonzepte folgende Aspekte bearbeitet:
Modifikation der Grubengebäude für die drei Einlagerungsvarianten gemäß den
reduzierten Mengen an bestrahlten Brennelementen aus Druck- und Siedewasserreaktoren,
die aus dem Beschluss zum Ausstieg aus der Kernenergie vom Juli
2011 /ATG 11/ resultieren. Die Grundlage hierfür bildete der entsprechend aktualisierte
Bericht zu Abfallspezifikation und Mengengerüst (Arbeitspaket 3) /PEI 11b/.
31

Thermische Auslegung der Grubengebäude und Bestimmung der Abstände zwischen
Endlagerbehältern und Einlagerungsstrecken bzw. -bohrlöchern auf der
Grundlage der im Vorhaben VSG zugrunde gelegten Abfallinventare und der in
AP 5 entwickelten Endlagerkonzepte unter Berücksichtigung der thermischen Auslegungskriterien
des Sicherheits- und Nachweiskonzepts.
Optimierung der geometrischen Abmessungen der Grubengebäude im Hinblick auf
eine möglichst geringe Durchörterung der geologischen Barriere sowie einen möglichst
geringen Flächenbedarf.
Technisch-konzeptionelle Umsetzung der Sicherheitsanforderungen des BMU, die
Rückholung von Abfallbehältern aus Strecken und tiefen Bohrlöchern während der
Betriebsphase und die Bergbarkeit von Abfallbehältern über einen Zeitraum von
500 Jahren nach Endlagerverschluss betreffend (/BMU 10a/ Abschnitt 8.6).
Planerische Umsetzung der im Sicherheits- und Nachweiskonzept /MÖN 11/ bzw.
/MÖN 12/ enthaltenen Vorgaben zum Verfüll- und Verschlusskonzept und dessen
Optimierung bezüglich der Zuverlässigkeit und der Qualität des Einschlusses der
Abfälle. Dies betraf einerseits die Festlegung der Materialeigenschaften und der
Einbringtechnologie von Salzgrusversatz zur Verfüllung offener Grubenhohlräume
sowie Festlegungen zu Lage und Abmessungen von geotechnischen Verschlussbauwerken
(Schacht- und Streckenverschlüsse) 4 .
Überprüfung und Modifikation der Endlagekonzepte bezüglich betrieblicher Strahlenschutzaspekte.
Dies betraf im Wesentlichen die Planung von Strahlenschutzbereichen
sowie die auf Modellrechnungen gestützte Entwicklung eines adäquaten
Bewetterungssystems, welches infolge der Trennung von Frisch- und Abwetterführung
die Erfordernisse des betrieblichen Strahlenschutzes erfüllt. Hierbei wurden
auch modifizierte Bewetterungsvarianten entwickelt, die im Fall der vollständigen
Rückholung von Abfallbehältern eine ausreichende Frischluftversorgung gewährleisten
sollen. Ebenfalls flossen die Ergebnisse einer betriebssicherheitlichen Prüfung
der Endlagerauslegung ein, die im Rahmen des Arbeitspaketes 12 (s. u.)
durchgeführt wurde.
4
Die konkrete Auslegung der geotechnischen Verschlussbauwerke, d. h. die genauen Spezifikationen
des Aufbaus der Strecken- und Schachtverschlüsse und der hierfür zu verwendenden Materialien einschließlich
der entsprechenden ingenieurtechnischen Nachweisführungen, oblag dagegen dem Arbeitspaket
9.2, welches im Vorhaben VSG der Ebene 3 (Systemanalysen) zugeordnet war.
32

Optimierung der Endlagerkonzepte im Hinblick auf eine Verringerung der Wahrscheinlichkeit
unbeabsichtigten menschlichen Eindringens in die Endlagersysteme
in der Nachverschlussphase nach Verlust der Informationen zur Existenz eines
Endlagers für radioaktive Abfälle. Hier flossen die Ergebnisse des Arbeitspaketes
11 (s. u.) ein.
Nachweis der dauerhaften Unterkritikalität in den Abfallgebinden mit bestrahlten
Brennelementen, d. h. der Ausschluss sich selbst erhaltender Kettenreaktionen infolge
der Veränderung des Radionuklidinventars oder des Zustands der Endlagerbehälter
bzw. geochemischer Prozesse in der Nachverschlussphase.
Die Koordination des Arbeitspakets 6 und die Durchführung der Endlagerauslegung
und -optimierung oblagen der DBE TECHNOLOGY. Die Analysen zum Kritikalitätsausschluss
wurden durch die GRS durchgeführt. Die Konzeptplanungen zur Rückholung
von Abfallgebinden aus Einlagerungsstrecken und tiefen Bohrlöchern wurden durch
nse (namentlich durch das Institut für nuklearen Brennstoffkreislauf und das Institut für
Maschinentechnik der Rohstoffindustrie an der RWTH Aachen) erarbeitet. Die innerhalb
des Arbeitspaketes 6 erzielten Ergebnisse sind im Bericht /BOL 12/ umfassend
dokumentiert. Eine Zusammenfassung der wesentlichen Ergebnisse enthalten die Kapitel
5.1.2.1 (Auffahrungs- und Einlagerungskonzepte) und 5.1.2.2 (Verfüll- und Verschlusskonzept).
Bei der Optimierung der projektierten Endlagerkonzepte flossen die
Ergebnisse zweier weiterer Arbeitspakete ein, deren Aufgabenstellung im Folgenden
kurz erläutert wird. Beide Arbeitspakete wurden in der ursprünglichen Projektplanung
der Ebene 3 (Systemanalyse) zugeordnet, daher weisen sie hohe AP-Rangnummern
auf. Da die Ergebnisse jedoch auch unmittelbar in die Optimierung der Endlagerkonzepte
einflossen, werden sie hier zum besseren Verständnis im Zusammenhang mit
der Ebene 2 aufgeführt.
3.4.3 Arbeitspaket 11: Bewertung Human Intrusion
Ziel des Arbeitspaketes 11 war es, zunächst eine Identifikation und Beschreibung (unter
Annahme heutiger Rohstoffbedürfnisse und Explorationstechnologien) denkbarer
zukünftiger menschlicher Aktivitäten vorzunehmen, die nach einem Verlust des Wissens
um die Existenz eines Endlagers im Untergrund zu einem unbeabsichtigten Eindringen
in den einschlusswirksamen Gebirgsbereich führen können.
33

Hieraus wurden stilisierte Szenarien abgeleitet und dafür mögliche technische Maßnahmen
dahingehend untersucht, ob sie
die Wahrscheinlichkeit des unbeabsichtigten Eindringens reduzieren können oder
die radiologischen Konsequenzen nach einem erfolgten menschlichen Eindringen
in den einschlusswirksamen Gebirgsbereich begrenzen.
Anlass für die Einbeziehung dieses Arbeitspaketes in die Vorhabensstruktur der VSG
war die entsprechende Forderung in /BMU 10a/ (Abschnitt 5.2), wonach im Rahmen
der Optimierung der Langzeitsicherheit eines konzipierten Endlagers auch auf eine
Reduzierung der Wahrscheinlichkeit des Eintretens unbeabsichtigten menschlichen
Eindringens und der resultierenden radiologischen Auswirkungen auf die allgemeine
Bevölkerung hinzuwirken ist. Dabei ist die diesbezügliche Optimierung eines Endlagers
gemäß den Sicherheitsanforderungen des BMU nachrangig zu den primären Optimierungszielen
Strahlenschutz und Sicherheit in der Betriebsphase, Langzeitsicherheit,
Zuverlässigkeit und Qualität des langfristigen Einschlusses der Abfälle, Sicherheitsmanagement
5 sowie technischer und finanzieller Realisierbarkeit durchzuführen. Aus diesem
Grund wurde in enger Zusammenarbeit mit den Bearbeitern des Arbeitspaketes 6
abgewogen, welche innerhalb des Arbeitspaketes 11 erarbeiteten Optimierungsmaßnahmen
zu verwerfen sind, wenn deren Auswirkungen die primären Optimierungsziele
signifikant konterkarieren.
Die Ergebnisse des Arbeitspaketes 11, welches von GRS (Arbeitspaketleitung), DBE
TECHNOLOGY und nse bearbeitet wurde, wurden in einem Abschlussbericht
/BEU 12a/ dokumentiert, eine Zusammenfassung und Diskussion der wesentlichen
Ergebnisse enthält Kapitel 5.2.6.
3.4.4 Arbeitspaket 12: Einschätzungen zur Betriebssicherheit
Die Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ enthalten in den Abschnitten 7.1
und 8.1 Nachweisanforderungen, die die Sicherheit des Betriebs eines Endlagers, die
Einlagerung von Abfällen und den Verschluss betreffen. Aus diesem Grund wurde der
Aspekt der Betriebssicherheit auch im Vorhaben VSG berücksichtigt.
5
Nicht berücksichtigt, da das Vorhaben VSG nicht die Sicherheitsanalyse eines Vorhabensträgers darstellt
sondern sich eher im konzeptionellen Bereich bewegt.
34

Im Vorhaben VSG sollte eine Überprüfung der entwickelten Endlagerkonzepte dahingehend
erfolgen, ob bereits aus heutiger Sicht Aspekte vorliegen, die Zweifel an der
Realisierbarkeit der projektierten technischen Maßnahmen bzw. an der Gewährleistung
der Betriebssicherheit hervorrufen. Im Vorhaben VSG erfolgte die Überprüfung der
Betriebssicherheit daher vor dem Hintergrund, ob die im Rahmen des Arbeitspaketes 5
entwickelten initialen Endlagerkonzepte dem Stand von Wissenschaft und Technik
entsprechen und insoweit keine grundlegenden Bedenken bezüglich der Durchführbarkeit
ggf. später zu führender Sicherheitsnachweise erkennbar sind. Soweit die Ergebnisse
der betriebssicherheitlichen Prüfungen im Rahmen der Bearbeitung des Vorhabens
VSG umsetzbar waren, flossen diese in die Optimierung der Endlagerkonzepte,
die im Arbeitspaket 6 durchgeführt wurde, ein (Abb. 3.1).
Die Ergebnisse des Arbeitspaketes 12, welches durch die GRS bearbeitet wurde, wurden
in einem Abschlussbericht /PEI 12/ dokumentiert.
3.5 Vorhabensebene 3: Systemanalyse
Die Aufgabe der Systemanalyse lag in der Untersuchung und Bewertung der Qualität
und der Dauerhaftigkeit des Einschlussvermögens der projektierten Endlagersysteme
für die in den Abfällen enthaltenen Radionuklide. Sie umfasst dabei folgende Aspekte:
1. Die systematische Beschreibung des Istzustandes sowie möglicher zukünftiger
Entwicklungen des Endlagersystems (Arbeitspakete 7 und 8).
2. Die Analyse des Integritätserhalts der geologischen Barriere und der geotechnischen
Verschlussbauwerke (Arbeitspaket 9).
3. Die Analyse des Einschlussvermögens des Mehrbarrierensystems und möglicher
radiologischer Konsequenzen infolge der Freisetzung von Radionukliden aus den
radioaktiven Abfällen (Arbeitspaket 10).
Die einzelnen Arbeitsschritte der Systemanalyse werden im Folgenden entlang der
ihnen zugeordneten Arbeitspakete erläutert.
35

3.5.1 Arbeitspaket 7: FEP-Katalog
Das Ziel des Arbeitspaketes 7 bestand in der Identifikation von Faktoren, die innerhalb
des Nachweiszeitraums das Endlagersystem und seine denkbaren zukünftige Entwicklungen
charakterisieren. Diese Faktoren werden gemäß internationaler Vorgehensweise
mit dem englischen Akronym FEP (Features, Events und Processes) bezeichnet:
Merkmale (Features) sind Bedingungen oder Gegebenheiten, durch die ein bestimmtes
System oder Teilsystem zu einem Zeitpunkt charakterisiert ist, wie z. B.
das Radionuklidinventar oder die Porosität des Versatzes.
Ereignisse (Events) sind Vorgänge und Veränderungen, die über einen im Vergleich
zum Nachweiszeitraum sehr kurzen Zeitraum eintreten, z. B. Erdbeben oder
menschliche Eingriffe im Bereich des Endlagers.
Prozesse (Processes) sind Vorgänge und Veränderungen, die über einen im Vergleich
zum Nachweiszeitraum länger andauernden Zeitraum ablaufen, wie z. B.
Konvergenz, Diapirismus oder der Zerfall langlebiger Radionuklide.
Die Summe der FEP bildet gleichsam eine umfassende Bestandsaufnahme dessen,
welche sicherheitsrelevanten Merkmale das Endlagersystem charakterisieren, welche
Ereignisse in der Zukunft eintreten können bzw. welche Prozesse derzeit ablaufen oder
in der Zukunft ablaufen können.
Die Basis des im Vorhaben VSG entwickelten FEP-Katalogs bildete der im Vorhaben
ISIBEL erarbeitet FEP-Katalog /ISI 10/. Im Vorhaben ISIBEL wurde unter Einbeziehung
des universellen FEP-Katalogs der OECD-NEA /NEA 00/ erstmals ein FEP-Katalog für
die Endlagerung bestrahlter Brennelemente und anderer wärmeentwickelnder hochradioaktiver
Abfälle in einem Salzstock am Beispiel eines generischen Standortes in der
norddeutschen Tiefebene unter Nutzung der Daten des Standortes Gorleben erstellt
/ISI 10/. Aufbauend auf diesen Arbeiten wurde die Entwicklung eines FEP-Katalogs im
Vorhaben VSG fortgeführt. Die Modifikationen und Erweiterungen betrafen zum Beispiel
die Berücksichtigung der im Vorhaben VSG zugrunde gelegten Behälter- und
Endlagerkonzepte, der radioaktiven Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren,
und der vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle, der Rückholbarkeit der Abfälle
sowie spezieller geologischer Prozesse /WOL 12a/.
36

Entsprechend internationaler Praxis erfolgte die Auflistung und Beschreibung ebenjener
Merkmale und Eigenschaften der einzelnen Komponenten des Endlagersystems
und zukünftig möglicher Ereignisse bzw. Prozessabläufe einschließlich ihrer gegenseitigen
Beeinflussungen und Abhängigkeiten sowie ihrer Relevanz für Barrierenfunktionen
in Form eines FEP-Katalogs. Abgeleitet wurden die FEP unter Berücksichtigung
der geologischen und hydrogeologischen Gegebenheiten des Standortes und der
Ereignisse und Prozesse, denen dieser Standort im Nachweiszeitraum natürlicherweise
unterworfen sein kann, unter besonderer Berücksichtigung ihres Einflusses
auf die geologische Barriere (z. B. Einfluss mehrfacher Inlandsvereisungen),
der von den eingelagerten radioaktiven Abfällen ausgehenden Prozesse (z. B.
thermischer Einfluss der Zerfallswärme auf die geologische Barriere),
des verschlossenen und verfüllten Endlagers, seiner geotechnischen Verschlussbauwerke
und der prozessbedingten Veränderungen, die diese erfahren (z. B. fortschreitende
Salzgruskompaktion).
In der Projektstruktur des Vorhabens VSG bildet der FEP-Katalog das zentrale Verbindungselement
zwischen den Grundlagen (Standortbeschreibung, geowissenschaftliche
Langzeitprognose und Abfallspezifikation, Projektstrukturebene 1), den entwickelten
Endlagerkonzepten (Projektstrukturebene 2) und der Systemanalyse (Projektstrukturebene
3). Insbesondere bildet er die Vorstufe für die Szenarienentwicklung, die wiederum
die Basis für die Integritätsanalysen und die radiologische Konsequenzenanalyse
ist.
Der FEP-Katalog wurde von GRS (Arbeitspaketleitung), BGR, DBE TECHNOLOGY,
IfG und KIT-INE erarbeitet. Die Ergebnisse des Arbeitspaketes 7 wurden in einem Abschlussbericht
/WOL 12a/ dokumentiert. Dieser Bericht enthält Erläuterungen zu Konzept
und Aufbau des FEP-Katalogs, der FEP-Katalog selbst wurde in Form einer CD-
ROM dem Abschlussbericht beigelegt /WOL 12b/.
3.5.2 Arbeitspaket 8: Szenarienentwicklung
Ein Endlagersystem wird in der Zukunft genau eine bestimmte Entwicklung erfahren.
Diese ist unbekannt, da trotz umfangreicher Kenntnisse zu den verschiedenen Einflussfaktoren
die tatsächliche, zukünftige Entwicklung nicht belastbar in allen Einzelaspekten
und Details prognostiziert werden kann. So sind Zeitpunkte und Ausprägungen
37

estimmter zukünftiger Ereignisse an einem Standort nicht eindeutig bestimmbar oder
es sind alternative Entwicklungen vorstellbar, die sich in ihren Auswirkungen auf das
Endlagersystem unterscheiden. Hieraus resultieren Ungewissheiten bezüglich der tatsächlichen
zukünftigen Entwicklung des Endlagersystems.
Es ist jedoch möglich, verschiedene denkbare Entwicklungsmöglichkeiten im Sinne von
Alternativentwicklungen zu beschreiben. So kann beispielsweise vorausgesetzt werden,
dass chemische und physikalische Prozesse in Zukunft so ablaufen wie dies in
der Gegenwart geschieht. Weiterhin kann unter bestimmten Voraussetzungen unterstellt
werden, dass sich viele klimatische oder geologische Prozesse, die am betrachteten
oder ähnlich gearteten Standorten in der letzten Million Jahren abliefen bzw. bis
heute andauern, auch innerhalb des Nachweiszeitraums in Zukunft ablaufen werden
können. Entsprechende Aussagen gelten für das Auftreten von Ereignissen. Aus diesem
Grund fordern auch die Sicherheitsanforderungen des BMU in Abschnitt 7.2 eine
umfassende Identifizierung und Analyse sicherheitsrelevanter Szenarien /BMU 10a/.
Im Vorhaben VSG wurden innerhalb des Arbeitspaketes 8 für den Standort Gorleben
eine systematische Szenarienentwicklung auf Basis des FEP-Katalogs und der zu betrachtenden
Einlagerungsvarianten AB1, AB2 und AC (s. Kapitel 3.4.1) durchgeführt
und denkbare Entwicklungsmöglichkeiten identifiziert. Hierbei wurde den oben angeführten
(Szenarien-) Ungewissheiten dadurch begegnet, dass insgesamt ein Raum von
Entwicklungsmöglichkeiten beschrieben wird, der die tatsächliche, aber unbekannte
Entwicklung umfassen soll. Das bedeutet, dass die tatsächliche Entwicklung im Hinblick
auf ihre sicherheitsrelevanten Auswirkungen auf das Endlagersystem durch die im
Rahmen der Szenarienentwicklung abgeleiteten Entwicklungsmöglichkeiten abgedeckt
ist. So sollten die hypothetischen langzeitsicherheitlichen Konsequenzen, die aus den
identifizierten Entwicklungsmöglichkeiten resultieren, die nach heutigem Verständnis
plausiblen Systementwicklungen abdecken und damit die Bandbreite der im Rahmen
der praktischen Vernunft denkbaren Konsequenzen erfassen.
Die identifizierten Szenarien wurden entsprechend ihrer Eintrittswahrscheinlichkeit in
die Kategorien „wahrscheinlich“ oder „weniger wahrscheinlich“ eingeordnet. Die Notwendigkeit
dazu ergibt sich aus den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, wobei in
Abschnitt 6 in Abhängigkeit von der Eintrittswahrscheinlichkeit eines Szenariums unterschiedlich
restriktive radiologische Schutzkriterien angesetzt werden.
Die im Rahmen des Arbeitspaketes 8 abgeleiteten Szenarien bildeten die Grundlage
für die Ableitung von Rechenfällen für die nachfolgenden rechenmodellgestützten Si-
38

cherheitsanalysen. Auf der Grundlage dieser Szenarien wurden für die nachfolgenden
Sicherheitsanalysen Lastfälle für die geologische Barriere und die geotechnischen Barrieren
identifiziert, aus denen die entsprechenden Rechenfälle abgeleitet wurden.
Die Szenarienentwicklung wurde unter der Federführung der GRS zusammen mit den
Institutionen BGR, DBE TECHNOLOGY, IfG und KIT-INE durchgeführt. Es handelt sich
weitgehend um das gleiche Team, welches auch an der Erstellung des FEP-Katalogs
beteiligt war. Methodik und Ergebnisse der im Vorhaben VSG durchgeführten Szenarienentwicklung
wurden ausführlich in einem Abschlussbericht /BEU 12b/ dokumentiert.
3.5.3 Arbeitspaket 9: Integritätsanalysen
Das Ziel des Arbeitspaketes 9 bestand in der Analyse der Integrität der geologischen
Barriere und der geotechnischen Verschlussbauwerke. Der Begriff Integrität beschreibt
das Vorliegen der einschlusswirksamen Eigenschaften einer Barriere /MÖN 12/. Im
Vorhaben VSG wurden gemäß dem Sicherheits- und Nachweiskonzept die Integritätsuntersuchungen
zunächst für die gesamte geologische Barriere, welche die Salzstruktur
Gorleben umfasst, sowie für die geotechnischen Verschlussbauwerke durchgeführt.
Auf Grundlage der Ergebnisse zur Integrität der geologischen Barriere wird in einem
späteren Schritt die Lage und Ausdehnung des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches
festgelegt. Organisatorisch wurde das Arbeitspaket 9 in 2 Teilarbeitspakete untergliedert:
Arbeitspaket 9.1: Integritätsanalysen zur geologischen Barriere
Ziel des Teilarbeitspaktes 9.1 war die Überprüfung, ob die aus den bisherigen Erkundungsergebnissen
abgeleiteten heutigen Eigenschaften der Salzstruktur Gorleben, das
Einschlussvermögen gegenüber den in den Abfällen enthaltenen Radionukliden betreffend,
auch in Zukunft erhalten bleiben, und zwar auch dann, wenn durch bestimmte
Ereignisse oder Prozesse mechanische oder thermische Lastfälle ausgelöst werden,
die auf die geologische Barriere einwirken.
Die im Rahmen der Integritätsanalysen zu betrachtenden Lastfälle unterscheiden sich
in:
1. Exogene Lastfälle, die natürlichen Ursprungs sind, und auch ohne die Existenz
eines Endlagers den Standort betreffen würden. Hierzu gehören z. B. Erdbeben,
39

oder die thermischen und mechanischen Auswirkungen von Kaltzeiten (Permafrost,
Inlandeisüberfahrungen etc.).
2. Endogene Lastfälle, die mittelbar oder unmittelbar durch die Einlagerung radioaktiver
Abfälle in die Salzstruktur induziert werden. Hierzu gehören z. B. die mechanischen
Auswirkungen von Thermospannungen, die in der Salzstruktur infolge der
zerfallsbedingten Wärmeleistung der Abfälle auftreten können oder mechanische
Lastfälle die infolge eines Gas- oder Lösungsdruckaufbaus im Endlagerbergwerk
auf die geologische Barriere einwirken können.
Das Erfordernis für die Durchführung von Integritätsanalysen der geologischen Barriere
leitet sich direkt aus den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ aus Abschnitt
7.2.1 ab. Hiernach ist für sämtliche wahrscheinliche Entwicklungen nachzuweisen,
dass die Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches über den Nachweiszeitraum
von 1 Mio. Jahre sichergestellt ist. Die Durchführung der Integritätsanalysen der
geologischen Barriere erfolgte im Vorhaben VSG durch die GRS (Arbeitspaketleitung)
sowie durch die BGR und das IfG. Die Ergebnisse wurden im Bericht /KOC 12/ umfangreich
dokumentiert. Eine zusammenfassende Darstellung der wesentlichen Ergebnisse
enthält Kapitel 5.2.2.1.
Arbeitspaket 9.2: Integrität geotechnischer Barrieren
Das Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG basiert bezüglich des Verschlusses der
Endlagerbergwerke darauf, dass die bei der untertägigen Hohlraumauffahrung erzeugten
Durchörterungen der geologischen Barriere dadurch rückgängig gemacht und langfristig
verheilt werden, dass die Grubenbaue der Einlagerungsbereiche mit Salzgrusversatz
verfüllt werden. Durch das Kriechen des Steinsalzes (Konvergenz) kompaktiert
der Versatz, wodurch sich dessen Hohlräume verringern, bis er langfristig ähnliche
stoffliche Eigenschaften annimmt wie das umgebende Steinsalz. Die Geschwindigkeit
der Salzgruskompaktion hängt dabei insbesondere von der vor Ort herrschenden
Temperatur, dem Feuchtegehalt des Salzgrusversatzes und der Konvergenzrate des
Salzgebirges ab (s. Kap. 5.1.4.6). Bis zu einem Zustand, der demjenigen von intaktem
Steinsalz ähnelt, können je nach den oben genannten Einflussparametern Zeiträume
zwischen einigen Jahrzehnten und wenigen 1.000 Jahren vergehen. Dies bedeutet,
dass die Einschlusswirksamkeit des Salzgrusversatzes noch nicht direkt zum Zeitpunkt
des Endlagerverschlusses vorliegt.
40

Wegen der erst langfristigen Wirksamkeit der Salzgruskompaktion erfordert das Verschlusskonzept
weitere technische, vorübergehend wirksame Barrieren, die zum Zeitpunkt
des Verschlusses eines Endlagers praktisch sofort ihre Dichtwirkung entfalten
und deren Funktionstüchtigkeit mindestens so lange gewährleistet sein muss, bis der
Salzgrusversatz infolge der kompaktionsbedingten Permeabilitätsabnahme eine ausreichende
Dichtwirkung gegenüber Lösungen entfaltet hat. Zu diesen schnellwirkenden
Barrieren gehören die Schachtabdichtungen der Schächte Gorleben 1 und 2 sowie
eine im Rahmen der Endlagerplanung (AP 5 und 6) festgelegte Anzahl von Streckenverschlüssen.
Letztere haben nach dem in AP 6 erarbeiteten Verschlusskonzept
einerseits die Aufgabe, die mit Salzgrus versetzten Einlagerungsbereiche für wärmeentwickelnde
und vernachlässigbar wärmeentwickelnde Abfälle hydraulisch voneinander
zu trennen. Andererseits sollen sie beide Einlagerungsbereiche gegenüber dem
restlichen Grubengebäude, dem Infrastruktur- und den Schachtbereichen abdichten.
Aufgrund bestehender Ungewissheiten bei der Prognose der Salzgruskompaktion wurden
die Verschlussbauwerke gemäß dem Sicherheits- und Nachweiskonzept des Vorhabens
VSG /MÖN 12/ mit einem Zielwert für die Funktionsdauer (Wirkungszeitraum)
von 50.000 Jahren ausgelegt.
Aufgabe des Teilarbeitspaketes 9.2 war es, die oben genannten Abdichtbauwerke so
zu planen, dass diese eine dem Sicherheitskonzept genügende Abdichtwirkung entfalten,
indem sie den Zutritt von Deckgebirgs- und Formationswässern in die Einlagerungsbereiche
möglichst vollständig unterbinden, und nachzuweisen, dass diese Abdichtwirkung
über die geplante Funktionsdauer erhalten bleibt. Hierzu gehörte die
Auslegung der Abdichtbauwerke, d. h. die Konzeptplanung der Abmessungen, der eingesetzten
Materialien und der Herstellung von Schacht- und Streckenverschlüsse, wobei
die Lage dieser Abdichtungen bereits durch die Auslegung der Endlagerkonzepte
im Rahmen von AP 6 vorgegeben war. Weiterhin waren die entsprechenden Nachweisforderungen
des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes umzusetzen. Letztere beziehen
sich auf den Nachweis eines ausreichend hohen hydraulischen Widerstandes
und den Nachweis der Funktionstüchtigkeit der geotechnischen Abdichtbauwerke über
die vorgesehene Funktionsdauer von ca. 50.000 Jahren (Integrität). Hierbei waren alle
thermischen, mechanischen, hydraulischen und geomechanischen Prozesse zu berücksichtigen,
die die Funktionsfähigkeit der Abdichtbauwerke infrage stellen.
Die Durchführung der Arbeiten zur Auslegung der geotechnischen Barriere und der
hierauf bezogenen Nachweisführung erfolgte im Vorhaben VSG durch DBE
TECHNOLOGY (Arbeitspaketleitung) und die GRS. Eine Zusammenfassung der erziel-
41

ten Ergebnisse enthält Kapitel 5.2.2.2. Die Dokumentation der Arbeiten im Arbeitspaket
9.2 erfolgte im Vorhaben VSG in zwei Abschlussberichten: Der Bericht /MÜL 12a/ stellt
die planerische Auslegung (Bemessung) der Abdichtbauwerke vor, der Bericht
/MÜL 12b/ dokumentiert die Ergebnisse der vertieften Nachweisführung.
3.5.4 Arbeitspaket 10: Radiologische Konsequenzenanalyse
Zentraler Aspekt der radiologischen Konsequenzenanalyse war die Ermittlung möglicher
radiologischer Konsequenzen der verschiedenen zu betrachtenden Szenarien
gemäß der in den Sicherheitsanforderungen des BMU geforderten radiologischen
Langzeitaussage. Hiernach ist zu überprüfen, ob die in /BMU 10a/ in den Abschnitten
6.2 und 6.3 dargestellten radiologischen Schutzkriterien erfüllt sind. Entsprechend ist
auch im Sicherheits- und Nachweiskonzept des Vorhabens VSG die Bewertung der
Qualität des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Hinblick auf den Einschluss der
in den Abfällen enthaltenen Radionuklide eine der zentralen Nachweisforderungen.
Diese Bewertung erfolgt für die verschiedenen Szenarien anhand einer Betrachtung
der potenziellen Freisetzungen von Radionukliden über den Lösungspfad und über den
Gaspfad für alle wahrscheinlichen und weniger wahrscheinlichen Szenarien. Hierbei
waren auch die in der Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe erzielten Ergebnisse zur Sicherheitsrelevanz
der Gas- und Kondensatvorkommen im Hauptsalz der Salzstruktur
Gorleben einzubeziehen (s. Kap. 3.5.5).
Die Arbeiten in AP 10 bauen auf den Ergebnissen aller vorherigen Arbeitspakete auf.
Im Detail werden die Auswirkungen der verschiedenen Szenarien mittels geeigneter
Rechenfälle ermittelt. Bei der Ableitung der Rechenfälle war zu unterscheiden, ob die
wahrscheinlichen und weniger wahrscheinlichen Szenarien (Referenz- und Alternativszenarien)
direkt die Radionuklidmobilisierung bzw. ihren Transport im integren Zustand des
Barrierensystems betrafen und somit direkt in Rechenfälle zu überführen waren
oder
erst in Integritätsanalysen (AP 9) zunächst dahingehend überprüft wurden, ob sich
die Eigenschaften der geologischen bzw. geotechnischen Barrieren so ändern,
dass im Rahmen der Konsequenzenanalyse hierzu zusätzliche Rechenfälle abgeleitet
werden mussten (vgl. Abb. 3.1).
42

Die Durchführung der radiologischen Konsequenzenanalyse erfolgte im Vorhaben VSG
durch die GRS (Arbeitspaketleitung) sowie durch KIT-INE (Ableitung der Radionuklidquellterme).
Die Ergebnisse wurden in einem umfangreichen Abschlussbericht
/LAR 13/ dokumentiert. Eine zusammenfassende Darstellung der wesentlichen Ergebnisse
enthält Kapitel 5.2.3.
3.5.5 Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe
Die Ergebnisse der Erkundung der Salzstruktur vor dem Moratorium im Jahr 2000 ließen
Fragen bezüglich der Sicherheitsrelevanz der im Hauptsalz der Staßfurtserie
(z2HS) vorkommenden Kohlenwasserstoffe (dispers verteilte Gas- und Kondensat-
Einschlüsse) offen. Eine systematische Auseinandersetzung, ob sich durch das Vorkommen
von Kohlenwasserstoffen relevante Auswirkungen auf die Langzeitsicherheit
der Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle in Salzstöcken ergeben, lag
zum Beginn des Vorhabens VSG nicht vor. Auch bestanden zu diesem Zeitpunkt noch
keine ausreichend abgesicherten standortspezifischen Ergebnisse zur Zusammensetzung
und den Konzentrationen von Kohlenwasserstoffvorkommen und zu ihrer Verteilung
im Hauptsalz der Salzstruktur Gorleben. Diese Fragestellung wurde zwar im
Rahmen der nach dem Moratorium fortgesetzten Erkundungsarbeiten durch die BGR
intensiv bearbeitet, allerdings war abzusehen, dass diese Arbeiten innerhalb der Vorhabenslaufzeit
der VSG nicht abgeschlossen sein würden.
Daraus folgte, dass zusätzlich zu den Erkundungsarbeiten der BGR ergänzende Untersuchungen
und Einschätzungen zur sicherheitstechnischen Bedeutung der Kohlenwasserstoffe
im Rahmen des Vorhabens VSG erforderlich waren. Aus diesem Grund
wurde zu Beginn des Vorhabens die Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe mit Experten
unterschiedlicher Fachrichtungen von allen im Vorhaben vertretenen Institutionen eingerichtet.
Sie war in der ursprünglichen Projektplanung nicht vorgesehen und ist daher
formal keinem Arbeitspaket zugeordnet.
Die Ergebnisse zur Sicherheitsrelevanz der Kohlenwasserstoffe flossen in den FEP-
Katalog (AP 7) die Szenarienentwicklung (AP 8), die Integritätsanalysen der geologischen
Barriere (AP 9.1) sowie die radiologische Konsequenzenanalyse (AP 10) ein
und werden zusammenfassend in Kapitel 5.1.3 gewürdigt. Die Dokumentation der
durch die Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe erzielten Ergebnisse erfolgte im Vorhaben
VSG im Bericht /BRA 12/.
43

3.6 Vorhabensebene 4: Synthese und Empfehlungen
Die letzte Ebene des Vorhabens VSG betrifft die Zusammenfassung, Auswertung und
Bewertung der in den vorangegangenen Arbeitspaketen erzielten Ergebnisse. Sie wurde
in zwei Arbeitspakete gegliedert.
3.6.1 AP 13: Synthese der VSG
Ziel dieses Arbeitspaketes war die zusammenfassende Darstellung der im Vorhaben
VSG geleisteten Arbeiten und die sicherheitstechnischen Bewertung der erzielten Ergebnisse.
Die Bearbeitung wurde durch die GRS ausgeführt. Die Dokumentation erfolgt
im vorliegenden Bericht.
3.6.2 AP 14: Empfehlungen
Ziel des Arbeitspaketes 14 war die zusammenfassende Dokumentation des zukünftigen
Erkundungs- und des Forschungs- und Entwicklungsbedarfs, der während der
Bearbeitung des Vorhabens VSG in den einzelnen Arbeitspaketen identifiziert und ausführlich
in den Arbeitspaketabschlussberichten dokumentiert wurde.
Bezüglich des Erkundungsbedarfs war es zunächst das Ziel, aus dem Blickwinkel einer
Sicherheitsanalyse sicherheitsrelevante Ungewissheiten hinsichtlich der Geologie bzw.
der geologischen Entwicklung des Standortes zu identifizieren, um diese nachfolgend
durch ein entsprechend ausgerichtetes Erkundungsprogramm gezielt reduzieren zu
können. Aufgrund der Einstellung der Erkundung des Standorts Gorlebens im November
2012 wurden die Empfehlungen zum Erkundungsbedarf, die zunächst allein auf die
Untersuchung der Salzstruktur Gorleben abzielten, auf die Erkundung von Salzstandorten
allgemein ausgeweitet.
Bezüglich des Forschungs- und Entwicklungsbedarfs waren Empfehlungen für zukünftige
Untersuchungen zur Verbesserung des Prozessverständnisses, insbesondere zur
Reduzierung von Ungewissheiten, sowie zur technischen Realisierbarkeit von sicherheitsrelevanten
technischen Komponenten der Endlagerkonzepte und zur Erhöhung
der Robustheit des Endlagersystems zu formulieren.
44

Das Arbeitspaket 14 wurde im Vorhaben VSG durch nse bearbeitet. Die Ergebnisse
wurden in einem zusammenfassenden Abschlussbericht /THO 13/ dokumentiert. Auf
die wesentlichen Empfehlungen wird in Kapitel 7.2.2 eingegangen.
3.7 Projektkoordination, Kommunikation und Qualitätssicherung
Gegenstand der Projektkoordination war die wissenschaftlich-technische und die administrativ-organisatorische
Leitung des Vorhabens. Während die administrativorganisatorische
Projektleitung alleine durch die GRS im Rahmen des Arbeitspaketes
1 wahrgenommen wurde, erfolgte die wissenschaftlich-technische Leitung durch
ein Steering Committee, einen wissenschaftlichen Lenkungsausschuss, der aus Vertretern
der Hauptprojektpartner GRS, BGR, DBE TECHNOLOGY, IfG, und nse zusammengesetzt
war. Im Rahmen der unter Vorsitz der GRS durchgeführten monatlichen
Sitzungen des Steering Committees, wurden alle für das Vorhaben VSG grundlegenden
wissenschaftlich-technischen und nachweisstrategischen Fragestellungen beraten
und über das weitere Vorgehen entschieden.
Die Kommunikation innerhalb des Vorhabens VSG fand hauptsächlich in Form von
zahlreichen Arbeitspaket-internen und -übergreifenden Arbeitstreffen statt. Darüber
hinaus wurden innerhalb der Projektlaufzeit vier 2-3-tägige Workshops abgehalten, an
denen nahezu alle am Vorhaben VSG Beteiligte teilnahmen. Ziel der Workshops war
zu Beginn des Vorhabens vor allem die Abstimmung der Bearbeitungskonzepte und
der Festlegung fachlicher Schnittstellen zwischen den Arbeitspaketen. Im weiteren
Projektverlauf dienten die Workshops vor allem einer ganzheitlichen Präsentation und
Diskussion der innerhalb des Vorhabens VSG erzielten Ergebnisse und der Lösung
AP-übergreifender fachlicher Problemstellungen.
Die Arbeitspakete wurden durch Arbeitspaketkoordinatoren geleitet. Diese gehörten im
Regelfall der schwerpunktmäßig involvierten Institution an. Die Aufgabe der AP-
Koordinatoren bestand in der Abstimmung der Arbeiten innerhalb des Arbeitspaketes,
der Einberufung und Leitung von AP-Sitzungen, der Darstellung der Arbeitsprogramme
und der erzielten Ergebnisse innerhalb des Vorhabens VSG (z. B. auf den Workshops),
der Koordination der Berichtserstellung sowie der Zusammenfassung des in ihrem Arbeitspaket
identifizierten Forschungs- und Entwicklungsbedarfs. Darüber hinaus waren
sie Ansprechpartner der Projektleitung.
45

Ein weiteres wichtiges Kommunikationswerkzeug war ein für das Vorhaben VSG entwickeltes
MS-Sharepoint-Portal, auf das alle am Vorhaben VSG Beteiligten zugreifen
konnten. Das Portal diente vor allem zur Ablage von Zwischenergebnissen, Memos,
Berichtsentwürfen und verwendeter Literatur sowie zur Ankündigung von Terminen von
Arbeitspakettreffen, Workshops etc.
Etwa quartalsweise fanden unter der Leitung des BMU Projektstatusgespräche zur
Vorläufigen Sicherheitsanalyse Gorleben statt. Ziel war hier vor allem die Präsentation
der im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse durch die GRS, die Darstellung der Erkenntnisse,
die im Rahmen der fortgesetzten Standorterkundung Gorlebens gewonnen
wurden, durch das BfS sowie eine gemeinsame Diskussion und Abstimmung zur weiteren
Vorgehensweise.
Die fachliche Qualitätssicherung der erarbeiteten Zwischen- und Abschlussberichte
erfolgte in Form eines festgelegten Berichts-Review-Prozesses, an dem die Projektleitung
und die Mitglieder des Steering-Committees beteiligt waren. Nach Abgabe eines
Berichtsentwurfes wurde dieser innerhalb einer 2-wöchigen Review-Phase kommentiert
und zur Überarbeitung an die Berichtsautoren übersendet. Zusätzlich wurden die
Berichtsentwürfe durch das Institut für Endlagerforschung und den Lehrstuhl „Deponietechnik
und Geomechanik“ am Institut für Aufbereitung, Deponietechnik und Geomechanik
der TU Clausthal (TUC) durchgesehen, welche als unabhängiger externer Experte
die die Qualität der im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse überprüfte. Die
Review-Tätigkeit der TUC betraf die Arbeitsfelder geowissenschaftliche Standortcharakterisierung
und Langzeitprognose (AP 2), Sicherheits- und Nachweiskonzept (AP 4),
FEP-Katalog und Szenarienentwicklung (AP 7 und 8), Integritätsanalysen (AP 9), radiologische
Konsequenzenanalyse (AP 10) sowie die Ergebnissynthese (AP 13 und
14). Nach Überarbeitung der Berichtsentwürfe wurden diese erneut einer einwöchigen,
abschließenden Prüfungsphase durch die oben genannten Reviewer unterzogen, in
deren Rahmen noch offene Fragestellungen bilateral zwischen Autoren und Reviewern
geklärt wurden. Abschließend wurden die Berichte fachlich von der Projektleitung abgenommen.
Im Rahmen des fachlichen Review-Prozesses fand auch die Konsistenzprüfung
der im Vorhaben VSG verwendeten Daten statt.
Die formale Qualitätssicherung erfolgte ausschließlich durch die GRS. Diese bezog
sich vor allem auf die orthographische Prüfung der Berichte, die Prüfung auf Konsistenz
und Verfügbarkeit der zitierten Literatur sowie die Sicherstellung eines einheitli-
46

chen Layouts der VSG-Berichte. Der Druck, Versand der Berichte und ihre Veröffentlichung
im Internet erfolgte ebenfalls durch die GRS.
47

4 Das Sicherheits- und Nachweiskonzept
Dem Sicherheitskonzept liegen Leitgedanken (vgl. Kap. 4.1.1) zugrunde, die in übergeordneter
und sehr qualitativer Weise beschreiben, wie im konkreten Fall die sichere
und langfristige Endlagerung der radioaktiven Abfälle erreicht werden soll. Diese Leitgedanken
werden auf Basis der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, der vorliegenden
Kenntnisse zu den im Endlagersystem möglicherweise ablaufenden Prozessen,
die die Sicherheit des Endlagers beeinflussen können, sowie zu den geologischen
Standortgegebenheiten entwickelt. Aus dem Sicherheitskonzept leiten sich konkrete
Anforderungen an die Standorteigenschaften, die Endlagerkonzepte, die Endlagerauslegung
und die im Rahmen des Vorhabens VSG zu erbringenden Bewertungen ab.
Ausgehend von den Leitgedanken werden Zielsetzungen für das Sicherheitskonzept
abgeleitet. Aus diesen Zielsetzungen werden strategische planerische und technische
Maßnahmen für die Entwicklung des Endlagerkonzeptes und für die Auslegung des
Endlagerbergwerks abgeleitet und ggf. Anforderungen an diese Maßnahmen formuliert.
In ähnlicher Form werden für das Nachweiskonzept die erforderlichen Einzelnachweise
identifiziert und die Bewertungsmaßstäbe benannt. Mit dem Sicherheits- und Nachweiskonzept
werden in Form von überwiegend qualitativen Zielsetzungen und Maßnahmen
die Sicherheitsanforderungen des BMU für die Zwecke des Vorhabens VSG
präzisiert. Die auf diese Weise abgeleiteten Zielsetzungen und Maßnahmen sind daher
auch auf andere Standorte mit Salzstöcken übertragbar, solange das jeweilige Sicherheits-
und Nachweiskonzept auf denselben Leitgedanken basiert. Die Einbindung des
Sicherheits- und Nachweiskonzepts in die anderen Arbeiten im Vorhaben VSG ist
schematisch in Abb. 4.1 dargestellt.
49

BMU-Sicherheitsanforderungen
Forschungsergebnisse
zu Endlagerprozessen
Standortdaten
Erkundungsstand 2000
Sicherheits- und Nachweiskonzept der VSG
Sicherheitskonzept
Leitgedanken
Zielsetzungen (Z)
Präzisierung BMU-Sicherheitsanford.
Maßnahmen, strategisch (M)
Anforderungen an Maßnahmen
Nachweiskonzept
Methodische Festlegung
der Nachweise (N)
Präzisierung BMU-Sicherheitsanford.
Bewertungsmaßstäbe
Strategie (qualitativ)
Technische Konkretisierung
der Maßnahmen
Konzeptentwicklung
VSG-Arbeitspakete
Präzisierung der
Einzelnachweise
Nachweisführung
Umsetzung
(quantitativ)
VSG-Synthese
Bewertung der Endlagerkonzepte und der Nachweisführung
Abb. 4.1 Schematische Darstellung der Einbindung des Sicherheits- und
Nachweiskonzeptes in die VSG-Arbeiten
4.1 Sicherheitskonzept
4.1.1 Leitgedanken
Wie bereits einleitend dargestellt, liegen einem Sicherheitskonzept Leitgedanken zugrunde,
die in übergeordneter und sehr qualitativer Weise beschreiben, wie im konkreten
Fall die sichere und langfristige Endlagerung der radioaktiven Abfälle erreicht werden
soll. Im Vorhaben VSG sind dies die folgenden Leitgedanken:
I. Es soll ein möglichst weitgehender Einschluss der radioaktiven Abfälle in einem
definierten Gebirgsbereich um die Abfälle herum erreicht werden. ( Abschnitte
4.1, 4.2, 4.3 und 6.1 der BMU-Sicherheitsanforderungen).
50

II. Der Einschluss soll dabei sofort nach Verschluss des Endlagerbergwerks wirksam
werden und durch das Endlagersystem dauerhaft und nachsorgefrei sichergestellt
sein. ( Abschnitt 4.6 der BMU-Sicherheitsanforderungen).
III. Der sofortige und dauerhafte Einschluss der radioaktiven Abfälle in einem definierten
Gebirgsbereich um die Abfälle soll vorrangig dadurch erreicht werden, dass ein
Zutritt von Lösungen zu den Abfällen verhindert oder zumindest stark begrenzt
wird.
In Übereinstimmung mit den entsprechenden Festlegungen in den Sicherheitsanforderungen
des BMU (Abschnitt 8.7 in /BMU 10a/) beruht das Einschlussvermögen des
Endlagersystems auf einem gestaffelten System von verschiedenen Barrieren mit unterschiedlichen
Sicherheitsfunktionen, wobei die jeweiligen Wirkzeiträume der Barrieren
innerhalb des Nachweiszeitraums berücksichtigt werden müssen. Die Sicherheitsfunktionen
können dabei zwei übergeordneten Klassen zugeordnet werden: Zum einen
tragen sie zum Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
bei, zum anderen sorgen sie für den Schutz des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
und den Erhalt seiner Eigenschaften.
Die sicherheitsrelevanten Komponenten des Endlagersystems sind
A: die radioaktiven Abfälle inklusive ihrer Behälter,
B: das Endlagerbergwerk mit seiner Auslegung,
C: die geologische Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche 6 ,
D: die Verschlusskomponenten Schachtverschlussbauwerke, Streckenverschlüsse
und Versatz sowie
E: das weitere Wirtsgestein außerhalb der Komponente C und das Deckgebirge.
Diese Komponenten tragen mit ihren unterschiedlichen Sicherheitsfunktionen in ihrer
Gesamtheit zum Einschlussvermögen bei. Bei den Endlagersystemkomponenten C
und D sind die Sicherheitsfunktionen unmittelbar auf den Einschluss der Radionuklide
ausgerichtet, indem sie einen Zutritt von Lösungen zu den Abfällen verhindern bzw.
6
In diesem Bereich wird in einem späteren Schritt der einschlusswirksame Gebirgsbereich abgeleitet. Da
die im Vorhaben VSG erst auf der Basis der Ergebnisse der Integritätsanalysen und der radiologischen
Konsequenzenanalyse geschah, erfolgt die Ausweisung von Lage und Ausdehnung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs im vorliegenden Bericht erst nach der zusammenfassenden Würdigung der
Ergebnisse dieser Analysen (vgl. Kap. 5.2.5). Aus diesem Grund wird hier noch „unspezifisch“ von der
„geologischen Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche“ gesprochen.
51

egrenzen oder indem sie die Freisetzung von Radionukliden aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich verhindern bzw. behindern.
Bei den radioaktiven Abfällen inklusive der Behälter (Komponente A) müssen die
Behälter und die Abfallmatrix direkt für einen Einschluss der Radionuklide sorgen. Außerdem
müssen die radioaktiven Abfälle inklusive der Behälter so geartet sein, dass es
nicht zu einer Schädigung der geologischen Barriere in ihrer Umgebung, z. B. durch zu
hohe Gasbildung oder durch zerfallsbedingte Wärmeleistung, kommen kann.
Das Endlagerbergwerk (Komponente B) umfasst den gesamten aufgefahrenen Hohlraum
im Untergrund einschließlich der Tagesschächte und weist keine inhärenten Sicherheitsfunktionen
auf. Allerdings bestimmen die Dimensionierung der Strecken und
die generelle Auslegung, ob durch Prozesse im Endlagersystem die übergeordneten
Sicherheitsfunktionen anderer Endlagersystemkomponenten beeinträchtigt werden
können. Daraus leiten sich Anforderungen ab, die bei der Ableitung der Zielsetzungen
und strategischen planerischen und technischen Maßnahmen für die Entwicklung der
Endlagerkonzepte zu berücksichtigen sind.
Ein zentrales Element für den dauerhaften und nachsorgefreien Einschluss der in den
Abfällen enthaltenen Radionuklide im Salzgestein ist die geologische Barriere in der
Umgebung der Einlagerungsbereiche. Nach dem Sicherheitskonzept des Vorhabens
VSG soll diese Barriere aus Steinsalz gebildet werden. Die Gründe für die Auswahl von
Steinsalzpartien liegen in den generellen sicherheitsrelevanten Materialeigenschaften
von Steinsalz, aus denen die nachfolgend aufgelisteten Erwartungen resultieren. Ob
diese Eigenschaften tatsächlich vorliegen, ist standortspezifisch im Rahmen von Erkundungsmaßnahmen
zu überprüfen.
Praktische Dichtheit gegenüber Fluiden (Gase und Lösungen): Von Salzgesteinen
kann im unverritzten (d. h. nicht bergbaulich beanspruchten) und tektonisch ungestörten
Zustand aus folgenden Gründen erwartet werden, dass sie für Fluide praktisch impermeabel
sind:
Zum einen ist Steinsalz ein polykristallines Sedimentgestein, das aufgrund seiner
visko-plastischen Eigenschaften auf langsam ablaufende Beanspruchungen mit
Kriechverformungen reagiert, ohne dass wie in kristallinen Tiefengesteinen ein
Kluftsystem angelegt wird. Dies bedeutet, dass im unverritzten Steinsalz bei Porositäten
im Promillebereich praktisch kein advektiver Stofftransport möglich ist.
52

Zum anderen hat Steinsalz im Zentralbereich von Salzstöcken einen geringen
Wassergehalt, so dass für Schadstoffe nur eine Festkörperdiffusion entlang von
Korngrenzen möglich ist, die um Größenordnungen langsamer abläuft als die Diffusion
durch den flüssigkeitsgefüllten Porenraum eines Tonsteins /RÜB 08/.
Unter den Bedingungen sehr geringer Verformungsraten, wie sie bei der Salzhalokinese
vorliegen, sind die ablaufenden mikrostrukturellen Deformationsmechanismen
von Bedeutung. Hierbei spielen nicht so sehr das Versetzungskriechen, welches
im Kristallgitter des Steinsalzes stattfindet, die dominierende Rolle, sondern
Verformungsmechanismen wie „pressure solution“ und dynamische Rekristallisation,
die an Korngrenzen unter Anwesenheit geringer Mengen an Lösungen ablaufen
/URA 07/. Unter diesen Bedingungen gewinnen auch oberflächenenergiegetriebene
Korngrenz- und Rissheilungsprozesse an Bedeutung. Dies führt dazu, dass Fluide
auf Korngrenzen oder in Poren eingeschlossen werden.
Untersuchungen am Zechstein 2 (Staßfurt-Folge) kommen zu dem Ergebnis, dass
Methan in Evaporiten der flachen Lagerung seit der Ablagerung und Diagenese der
Formation weitgehend unverändert auf den Korngrenzen und den Einschlüssen
gespeichert wurde /SIE 07/. Die während der Sedimentation oder Diagenese gebildeten
Gase sind in dem Salzgestein der tektonisch vergleichsweise wenig beanspruchten
Struktur seit etwa 250 Millionen Jahren fixiert worden. Auf den Korngrenzen
von Salzgesteinproben aus Zielitz wurden vor allem Methan und Wasserstoff
nachgewiesen. Die Untersuchungsergebnisse liefern ein natürliches Analogon dafür,
dass Salzformationen im ungestörten Zustand eine gasdichte geologische Barriere
darstellen, selbst für den migrationsfreudigen Wasserstoff.
Dauerhafter Erhalt der Dichtheit: Aufgrund der Tatsache, dass die einschlusswirksamen
Eigenschaften seit vielen Millionen Jahren (z. B. wegen des o.g. Vorliegens von
Gas- und intrasalinaren Lösungseinschlüssen) bestehen, kann auch eine Dauerhaftigkeit
dieser Eigenschaften erwartet werden. Es muss jedoch nachgewiesen werden,
dass keine Ereignisse oder Prozesse, deren Ursache außerhalb des Steinsalzes liegen,
die einschlusswirksamen Eigenschaften beeinträchtigen.
Günstiges Verformungsverhalten und Selbstheilungsvermögen: Aufgrund seines viskoplastischen
Verhaltens ist Steinsalz in der Lage, durch Kriechvorgänge temporär offene
Hohlräume oder aufgelockerte Bereiche langfristig wieder zu verschließen (Konvergenz).
Dabei werden in geschädigten Steinsalzbereichen, z. B. in der konturnahen Auflockerungszone,
zusätzlich noch Feuchte-unterstützte Selbstheilungsmechanismen
53

wirksam, so dass auch diese Bereiche ihre ursprünglichen einschlusswirksamen Eigenschaften
zurückgewinnen. Weiterhin besitzt Steinsalz die Fähigkeit, lokale geomechanische
Beanspruchungen bruchlos durch duktile Deformation abzufangen.
Temperaturtoleranz: Steinsalz zeichnet sich durch eine hohe Temperaturverträglichkeit,
verbunden mit einer guten Wärmeleitfähigkeit aus. Auch diese Eigenschaft ist im
Fall der Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle für die Dauerhaftigkeit der Einschlusseigenschaften
wesentlich.
Im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG wurde festgelegt, dass die Einlagerungsbereiche
im Hauptsalz der Staßfurt-Folge (z2HS) angelegt werden (vgl. Kap. 4.1.2), da
aufgrund des derzeitigen Erkundungsstandes davon ausgegangen wird, dass diese
Steinsalzpartien die oben genannten Eigenschaften erfüllen.
Bei der Bergwerksauffahrung ist die Durchörterung der geologischen Barriere unvermeidbar.
Dadurch werden direkte Wegsamkeiten zu den einzulagernden Abfällen geschaffen.
Außerdem wird die geologische Barriere in konturnahen Bereichen aufgelockert
und damit in ihrer Wirkung lokal geschwächt. Die Konvergenz der untertägigen
Hohlräume läuft vergleichsweise langsam ab und kann im Übrigen vorübergehend zur
Auflockerung konturnaher Bereiche infolge von Spannungsumlagerungen führen.
Aus diesem Grund setzt der in den Leitgedanken II und III geforderte sofortige Einschluss
zu Beginn der Nachbetriebsphase eines Endlagers Verschlusskomponenten
(Schachtverschlussbauwerke, Streckenverschlüsse und Versatz) voraus. Diese müssen
gewährleisten, dass aufgrund der unvermeidlichen Auffahrung von Hohlräumen
entstandene Perforationen der geologischen Barriere möglichst schnell, dauerhaft und
nachsorgefrei verschlossen werden. Um dieses Ziel zu erreichen, sollen die für den
Verschluss gewählten Materialien so beschaffen sein, dass
Hohlraumverschluss und Verheilung von Auflockerungszonen beschleunigt werden
(möglichst schnelles Erreichen eines dauerhaften Einschlusses gemäß Leitgedanken
II und III),
offene und daher potenziell lösungszugängliche Volumina im Endlagerbergwerk
möglichst schnell verringert werden (Lösungszutrittsminimierung gemäß Leitgedanke
III),
54

möglichst schnell geringe Porositäts- und Permeabilitätswerte erreicht werden
(möglichst weitgehender Einschluss, der schnell und dauerhaft erreicht werden soll
gemäß Leitgedanken I bis III),
langfristig und dauerhaft möglichst ähnliche hydraulische sowie thermomechanische
Eigenschaften wie das unverritzte Steinsalz erreicht werden, da
dadurch ein langfristig ähnliches geomechanisches Verhalten wie das des Steinsalzes
unterstellt werden kann (Gebot der Dauerhaftigkeit und Nachsorgefreiheit
des Einschlusses gemäß Leitgedanken II und III) und
der freisetzbare Feuchtegehalt in Abfallnähe möglichst gering ist, um Korrosionsprozesse
und eine damit verbundene Gasbildung in den Einlagerungsfeldern sowie
Lösungszutritte zu den eingelagerten Abfällen zu minimieren (Lösungszutrittsminimierung
gemäß Leitgedanke III).
Nach derzeitigem Stand von Wissenschaft und Technik gibt es kein Material, welches
alle der oben genannten Anforderungen gleichermaßen und unmittelbar, d. h. sofort zu
Beginn der Nachbetriebsphase, erfüllt. Um eine dauerhafte und langzeitstabile Hohlraumverfüllung
sicherzustellen, soll nach dem Sicherheitskonzept als Versatzstoff der
bei der Auffahrung anfallende Salzgrus, und damit dasselbe Salzgestein wie die umgebende
geologische Barriere, verwendet werden. Da dieser allerdings erst mit Fortschreiten
der Kompaktion infolge der Konvergenz des Gebirges Eigenschaften annimmt,
die die oben genannten Anforderungen nach und nach erfüllen, sind zusätzlich
geotechnische Verschlussbauwerke wie Schacht- und Streckenverschlüsse vorgesehen,
die ihre Dichtwirkung sofort nach Verschluss des Endlagers entfalten und den
Zutritt von Lösungen in die Einlagerungsbereiche, auch unter Berücksichtigung von
möglichen Einwirkungen und Alterationsprozessen in der Nachverschlussphase, so
lange verhindern sollen, bis die Eigenschaften des Salzgrusversatzes allen oben genannten
Forderungen entsprechen.
Das weitere Wirtsgestein 7 und das Deckgebirge oberhalb der geologischen Barriere
(Komponente E) bewirken dagegen primär den Schutz der geologischen Barriere unter
Erhalt ihrer Eigenschaften vor Prozessen und Ereignissen, die an der Erdoberfläche
oder oberflächennah ablaufen bzw. eintreten können. Beispiele für solche externen
7
Im Vorhaben VSG umfasste das Wirtsgestein alle den Salzstock aufbauenden Gesteine zwischen der
Salzstockbasis und der Hutgesteinsbasis ohne die bergmännisch geschaffenen Hohlräume und deren
Auflockerungszonen (s. Glossar in /MÖN 12/).
55

Einwirkungen sind Salzablaugungsvorgänge (Subrosion) oder die Bildung tiefer glazialer
Rinnenstrukturen, die während der Überfahrung des Standortes durch Inlandeisgletscher
entstehen können. Damit die Endlagerkomponente E ihre Schutzfunktion
ausüben kann, müssen die Einlagerungsbereiche ausreichend tief liegen. Insofern impliziert
die Forderung nach Dauerhaftigkeit in den Leitgedanken II und III die Notwendigkeit
der Existenz oberhalb der geologischen Barriere anschließender Bereiche der
Salzstruktur (weiteres Wirtsgestein). Entsprechende Forderungen gelten für das oberhalb
der Salzstruktur anschließende Deckgebirge, welches im Wesentlichen als zusätzlicher
Erosionsschutz wirkt. Das Deckgebirge übernimmt somit sicherheitskonzeptionell
die Rolle einer „verzehrbaren Opferschicht“. Von einer Reduktion von
Radionuklid-Aktivitätskonzentrationen infolge von Verdünnungsprozessen in oberflächennahen
Grundwasserleitern wurde dagegen im Vorhaben VSG keinerlei sicherheitskonzeptioneller
Kredit genommen. Hintergrund ist, dass angesichts des langen
Nachweiszeitraums eine belastbare Prognose der hydrogeologischen Situation im
Deckgebirge (z. B. nach mehrmaliger Inlandeisüberfahrung des Standortes) und damit
eine Prognose der entsprechenden Sicherheitsfunktionen des Deckgebirges (Verdünnungspotenzial)
nicht möglich ist.
In Abb. 4.2 ist schematisch dargestellt, wie die einzelnen Barrieren in der Nachverschlussphase
zeitlich wirken und sich in ihrer Wirkung ergänzen. Der Zeitpunkt t = 0
entspricht dem Zeitpunkt, zu dem das Endlagerbergwerk verschlossen wird. Die Farbintensität
spiegelt für die einzelnen Barrieren jeweils die Zu- bzw. Abnahme ihrer Barrierenwirkung
wider. Die dargestellten Zeitmarken dienen dabei nur einer groben Orientierung
und stellen keine Anforderungen oder Vorgaben dar. 8
8
Allerdings ergeben sich für die Brennelement-Behälter quantitative Anforderungen aus Abschnitt 8.6 der
BMU-Sicherheitsanforderungen.
56

Geologische Barriere
Schacht- und Streckenverschlüsse
kompaktierender Streckenversatz
BE-Behälter
Abfallmatrix
0 10 6
Zeit / Jahre
Abb. 4.2
Zeitliche Wirkung der verschiedenen Barrieren im Endlagersystem in der
Nachverschlussphase, aus /MÖN 12/
4.1.2 Zielsetzungen und Maßnahmen für die Nachverschlussphase
Für die Konkretisierung des Sicherheitskonzeptes im Vorhaben VSG wurden, ausgehend
von den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ und den in Kapitel 4.1.1 genannten
Leitgedanken, drei Grundanforderungen definiert, aus denen sich die konkreten Zielsetzungen
ableiten und strategische, planerische Maßnahmen festlegen lassen:
A) Die eingelagerten Abfallgebinde sollen schnell und möglichst dicht vom Salzgestein
im Verbund mit den geotechnischen Barrieren eingeschlossen werden (Einschlussgedanke).
B) Der ausgewiesene einschlusswirksame Gebirgsbereich bleibt im Nachweiszeitraum
erhalten und seine Barrierenfunktion (geologische Barriere und geotechnische
Barrieren) wird weder durch interne noch durch externe Vorgänge und Prozesse
beeinträchtigt (Integritätsgedanke/Wartungsfreiheit).
C) Eine Kritikalität muss in jeder Phase der Endlagerentwicklung ausgeschlossen
werden. (Kritikalitätsausschluss).
Aus den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ ergibt sich außerdem die
Grundanforderung, dass die Abfallbehälter für alle wahrscheinlichen Entwicklungen
über einen Zeitraum von 500 Jahren nach Verschluss des Endlagerbergwerks bei einer
eventuellen Bergung handhabbar sein müssen, wobei es zu keiner Freisetzung von
57

Aerosolen aus den Behälterinneren kommen darf. Abfallbehälter, für die derartige
Nachweise bereits geführt worden sind, existieren jedoch zurzeit nicht. Es wird für das
Vorhaben VSG davon ausgegangen, dass in der Zukunft die Abfallbehälter entsprechend
ausgelegt werden können und ihre Handhabbarkeit für eine eventuelle Bergung
nachgewiesen werden kann.
Weiterhin muss gewährleistet sein, dass in der Betriebsphase bis zum Verschluss der
Schächte eine Rückholung der Abfallbehälter möglich ist. Als Rückholbarkeit wird gemäß
den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ „die geplante technische
Möglichkeit zum Entfernen der eingelagerten radioaktiven Abfallbehälter aus dem Endlagerbergwerk
bezeichnet“. Dabei dürfen Maßnahmen, die zur Sicherstellung der Möglichkeiten
zur Rückholung getroffen werden, die Langzeitsicherheit des Endlagersystems
nicht beeinträchtigen. Da die im Rahmen des Sicherheits- und
Nachweiskonzeptes des Vorhabens VSG aufgestellten Forderungen, die aus den oben
angeführten Leitgedanken abgeleitet wurden, im Sinne der Aufgabenstellung des Vorhabens
VSG auf die Langzeitsicherheit abzielen, die Forderung nach Rückholbarkeit
jedoch zeitlich der Betriebsphase zuzuordnen ist, enthält das Sicherheits- und Nachweiskonzept
keine expliziten Maßnahmen oder Nachweisforderungen zur Rückholbarkeit.
Gleichwohl wird gefordert, dass im Rahmen des Vorhabens VSG der Aspekt der
Rückholbarkeit im Rahmen der Einlagerungs-, Verfüll- und Verschlusskonzepte und
der Betriebsführungsplanung berücksichtigt werden soll. Auf die im Vorhaben VSG
entwickelte Rückholungskonzepte wird in Kapitel 5.1.2.2 eingegangen.
In den folgenden Unterkapiteln werden für die drei oben genannten Grundanforderungen
die sich daraus ableitenden Zielsetzungen (Z), deren Zuordnung zu den entsprechenden
Abschnitten aus /BMU 10a/ vermerkt ist, und entsprechende strategischen
Maßnahmen (M) zusammenfassend aufgeführt.
4.1.2.1 Grundanforderung A − Einschlussgedanke
Aus der Grundanforderung, dass die eingelagerten Abfallgebinde schnell und möglichst
dicht vom Salzgestein eingeschlossen werden sollen (Einschlussgedanke), lassen
sich folgende Zielsetzungen ableiten:
Z1: Bei den als wahrscheinlich eingestuften möglichen zukünftigen Entwicklungen
des Endlagersystems wird angestrebt, dass keine Lösungen zu den Abfällen zu-
58

treten oder allenfalls ein Zutritt von sehr geringen Lösungsmengen zu den Abfällen
erfolgt ( Abschnitte 4.1, 4.2, 6.1 und 8.2 in /BMU 10a/).
Z2: Bei den als weniger wahrscheinlich eingestuften möglichen Entwicklungen des
Endlagersystems soll es allenfalls zu einem Zutritt von geringen Lösungsmengen
zu den Abfällen kommen ( Abschnitte 4.1, 4.2, 6.1 und 8.2 in /BMU 10a/).
Z3: Für den Fall, dass es zu einer Mobilisierung von Schadstoffen aus den Abfällen
kommt, soll der Transport dieser Schadstoffe aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
durch chemische und physikalische Prozesse behindert bzw. verzögert
werden. Dies gilt sowohl für den Schadstofftransport in der Gasphase (Gaspfad)
als auch in der flüssigen Phase (Lösungspfad, Abschnitte 4.1, 4.2, 6.1
und 8.7 in /BMU 10a/).
Z4: Die Eigenschaften des Salzgesteins und der technischen Komponenten, die den
Einschluss der Radionuklide gewährleisten sollen, sollen gut charakterisierbar
sein ( Abschnitte 5.1 und 8.7 in /BMU 10a/).
Z5: Das Endlager soll so ausgelegt werden, dass in der Nachverschlussphase keine
korrigierenden Eingriffe notwendig sind ( Abschnitte 4.6, 5.2 und 8.7 in
/BMU 10a/).
Z6: Die technischen Komponenten sollen robust ausgelegt werden, so dass ihre Sicherheitsfunktionen
unter Berücksichtigung unterschiedlicher Beanspruchungszustände
sowie Korrosions- bzw. Degradationsprozesse und möglicher Alterungsprozesse
gewährleistet sind ( Abschnitte 5.1 und 5.2 in /BMU 10a/).
Z7: Der sofortige und dauerhafte Einschluss der radioaktiven Abfälle im einschlusswirksamen
Gebirgsbereich soll durch ein gestaffeltes Barrierensystem, dessen
einzelne Elemente zum Teil diversitär und redundant wirken und sich in ihrer zeitlichen
Wirksamkeit ergänzen, gewährleistet werden ( Abschnitte 5.2, 7.2.3 und
8.7 in /BMU 10a/).
Z8: Im Sinne einer auch im Hinblick auf die Nachweisführung robusten Endlagerplanung,
durch welche sichergestellt ist, dass die Anzahl gleichzeitig offener Ein-
59

lagerungsbereiche 9 minimiert wird, sollen die Einlagerungsbereiche in einzelne
Sektionen unterteilt werden, die möglichst schnell sequenziell beladen, verfüllt
und gegen das Grubengebäude abgedichtet werden können. Die Separierung
und Beladung der Einlagerungsfelder soll so erfolgen, dass Wechselwirkungen
zwischen den verschiedenen Abfallarten durch physikalische und/oder chemische
Prozesse, die das Einschlussvermögen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
negativ beeinflussen können, weitestgehend minimiert werden ( Abschnitte
5.1 und 8.5 in /BMU 10a/).
Folgende Maßnahmen dienen dazu, zur Erfüllung der Zielsetzungen beizutragen, wobei
in der Regel mit einer Maßnahme mehrere Zielsetzungen umgesetzt werden (in der
nachfolgenden Auflistung jeweils durch ihre Kennung angegeben):
M1: Das aufzufahrende Hohlraumvolumen des Endlagerbergwerks wird so klein wie
möglich gehalten, und die Auffahrung erfolgt unter Einsatz gebirgsschonender
Verfahren ( Z1, Z2, Z3).
M2: Die Grubenbaue der Einlagerungsbereiche werden in einem gut charakterisierbaren
Salzbereich mit homogenem Aufbau und homogenen Eigenschaften, insbesondere
im Hinblick auf ihre Einschlusseigenschaften, aufgefahren. Die Einlagerungsbereiche
werden deshalb im Hauptsalz der Staßfurt-Folge (z2HS) angelegt
( Z4).
M3: Die Grubenbaue der Einlagerungsbereiche werden in Salzgesteinsbereichen
angelegt, die frei von Lösungseinschlüssen mit sicherheitsrelevantem Volumen
sind und günstige Kriecheigenschaften aufweisen, um eine schnelle Umschließung
der Abfälle zu erreichen. Die Einlagerungsbereiche werden deshalb im
Hauptsalz der Staßfurt-Folge (z2HS) angelegt ( Z1, Z2).
M4: Die Grubenbaue der Einlagerungsbereiche werden mit ausreichenden Sicherheitsabständen
zu den Tagesschächten und den das Hauptsalz z2HS begrenzenden
Salzschichten und damit zu Gesteinsschichten mit möglichen größeren
Lösungsvorkommen (z. B. Hauptanhydrit) sowie zu potenziellen Fließwegen für
Lösungen errichtet. Für die Arbeiten im Vorhaben VSG wurde als Planungsgrundlage
für die Entwicklung der verschiedenen Endlagerkonzepte festgelegt,
9
Gemeint sind Einlagerungsfelder. Der Wortlaut entstammt den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/.
60

für die Auslegung der Grubenbaue einen Mindestabstand von 50 m anzusetzen,
der an jeder Stelle des jeweils konzipierten Endlagerbergwerks zwischen Einlagerungsbereichen
und der Begrenzung des Hauptsalzes einzuhalten ist ( Z1,
Z2).
M5: In den Tagesschächten und in den Zugangsstrecken zwischen dem Infrastrukturbereich
und den Einlagerungsbereichen werden Verschlussbauwerke mit einem
spezifizierten hydraulischen Widerstand qualitätsgesichert errichtet ( Z1, Z2,
Z3, Z5, Z6, Z7).
M6: Die offenen Hohlräume in den Grubenbauen der Einlagerungsbereiche werden
mit Salzgrus verfüllt. Die Hohlraumkonvergenz durch das Salzkriechen führt zu
einer Kompaktion des Salzgruses und damit zu einer Verringerung seiner Porosität
und Permeabilität ( Z1, Z2, Z5, Z6, Z7).
M7: In den Richtstrecken soll eine hinreichende Dichtwirkung des Versatzes in einem
möglichst kurzen Zeitraum erreicht werden. Daher wird der Salzgrus in den
Richtstrecken, die zu den Einlagerungsbereichen gehören, geringfügig angefeuchtet,
um dessen Widerstand gegen die Kompaktion herabzusetzen und somit
eine schnellere Kompaktion zu erreichen ( Z1, Z2, Z5, Z6, Z7).
M8: Die in das Endlager abfallnah eingebrachte Feuchtigkeit wird minimiert. Ziel dieser
Maßnahme ist es, die Korrosion der Abfallbehälter und damit die Gasbildung
und den Gasdruckaufbau im Endlager zu begrenzen ( Z1, Z2, Z5, Z6, Z7).
M9: Die Schachtverschlussbauwerke werden so ausgelegt, dass ihre Dichtwirkung
auf mehreren Dichtelementen aus unterschiedlichen Materialien beruht, die aufgrund
ihres jeweiligen Aufbaus teilweise diversitäre Funktionsweisen besitzen
( Z6, Z7).
M10: Im Rahmen der Entwicklung und Auslegung von Endlagerkonzepten werden Einlagerungsstrategien
entwickelt, die sicherstellen, dass maximal nur das aus betrieblicher
Sicht zur Abfalleinlagerung gleichzeitig erforderliche Hohlraumvolumen
aufgefahren wird.
M11: Das Einlagerungsregime wird so angelegt, dass Abfälle mit unterschiedlichen
Eigenschaften voneinander getrennt werden. Dies betrifft insbesondere Abfälle
61

mit unterschiedlichen Gasbildungseigenschaften oder chemischen Eigenschaften,
die sich auf das geochemische Milieu in Abfallnähe und damit auf die Radionuklidlöslichkeit
auswirken können. Durch eine räumliche Trennung wird eine
hinsichtlich des sicheren Einschlusses nachteilige Beeinflussung der wärmeentwickelnden
Abfälle durch die vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle (z. B.
infolge signifikanter Gasentwicklung) unterbunden ( Z8).
4.1.2.2 Grundanforderung B – Integritätsgedanke/Wartungfreiheit
Die Grundanforderung B betrifft die Dauerhaftigkeit eines dichten Einschlusses und
zielt insbesondere darauf ab, dass die Sicherheitsfunktionen der einschlusswirksamen
Barrieren über den gesamten Nachweiszeitraum weder durch interne noch durch externe
Vorgänge und Prozesse beeinträchtigt werden. Daraus lassen sich folgende Zielsetzungen
ableiten:
Z9: Die Qualität des Einschlusses der radioaktiven Abfälle im einschlusswirksamen
Gebirgsbereich soll im Nachweiszeitraum nicht durch oberflächennah ablaufende
Prozesse beeinträchtigt werden ( Abschnitte 5.1 und 8.3 in /BMU 10a/).
Z10: Die Qualität des Einschlusses der radioaktiven Abfälle im einschlusswirksamen
Gebirgsbereich soll im Nachweiszeitraum nicht durch thermisch induzierte Prozesse
beeinträchtigt werden ( Abschnitt 5.1 in /BMU 10a/).
Z11: Kristallwasserhaltige Salzminerale, wie z. B. Carnallit, sollen durch die Temperaturerhöhung
im Salzgestein infolge der Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle
nicht zersetzt werden ( Abschnitte 5.1 und 6.1 in /BMU 10a/).
Z12: Gasentwicklung und Gasdruckaufbaurate in den Grubenbauen des Endlagerbergwerks
sollen so gering sein, dass im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
kein Frac entsteht, der die Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches
verletzt ( Abschnitte 5.1 und 6.1 in /BMU 10a/).
Z13: Auswirkungen eines unbeabsichtigten menschlichen Eindringens in den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich sowie seine Eintrittswahrscheinlichkeit sollen
durch entsprechende Auslegung des Endlagers sowie administrative Maßnahmen
nach Möglichkeit reduziert werden, wenn die dafür zu treffenden Maßnah-
62

men keine negativen Auswirkungen auf die Langzeitsicherheit haben ( Abschnitte
5.2 und 9.7 in /BMU 10a/) 10 .
Folgende Maßnahmen dienen dazu, zur Erfüllung der Zielsetzungen Z9 bis Z13 beizutragen,
wobei in der Regel mit einer Maßnahme mehrere Zielsetzungen verfolgt werden
(in der nachfolgenden Auflistung jeweils durch ihre Kennung angegeben).
M12: Die Grubenbaue der Einlagerungsbereiche werden mit ausreichenden Sicherheitsabständen
zu Salzbereichen wie z. B. Carnallitit, die einen nennenswerten
Anteil kristallwasserhaltiger Salzminerale enthalten, errichtet, um eine thermische
Zersetzung dieser Salzminerale unter den gegebenen Gebirgsbedingungen (Einspanndruck
und lokale Temperatur) auszuschließen ( Z11).
M13: Die Grubenbaue des Infrastrukturbereichs und der Einlagerungsbereiche werden
in einer Teufenlage von mehr als 800 m und mit großer Mächtigkeit der hangenden
Salzschichten sowie mit großen Abständen zu den Salzstockflanken errichtet.
Auf diese Weise wird gewährleistet, dass das Endlagerbergwerk in dem
Salzstock eingebettet liegt und große Mächtigkeiten der Salzgesteinsbarriere zu
den Seiten sowie nach oben zum Salzspiegel vorhanden sind. Gleichzeitig dient
die Maßnahme dazu, ein unbeabsichtigtes menschliches Eindringen in den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich zu erschweren ( Z9, Z13).
M14: Das Endlagerbergwerk wird in einem Salzstock errichtet, bei dem der natürliche
Salzstockaufstieg praktisch abgeschlossen ist ( Z9).
M15: Die Temperaturen im Hauptsalz z2HS, in dem die wärmeentwickelnden hochradioaktiven
Abfälle eingelagert werden, werden durch entsprechende Beladung
der Abfallbehälter und angepasste Einlagerungsgeometrien auf 200 °C begrenzt.
Die Festlegung dieser Temperaturgrenze dient der Auslegung des Endlagers
( Z10, Z11).
10 Aus den in /MÖN 12/ genannten Gründen werden für das Sicherheitskonzept der VSG keine konkreten
Maßnahmen zur Erreichung der Zielsetzung Z13 beschrieben. Im Vorhaben VSG wurden die Fragestellungen
im Zusammenhang mit Gegenmaßnahmen zum menschlichen Eindringen in den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich jedoch erstmalig in Deutschland systematisch untersucht und bewertet
/BEU 12a/. Im vorliegenden Bericht wird auf die Ergebnisse dieser Untersuchung in Kap.5.2.6
eingegangen.
63

M16: Durch entsprechende Auslegung des Nahbereiches der eingelagerten Abfälle,
z. B. durch die Begrenzung der Restfeuchte des Versatzes und ggf. durch die
Verwendung entsprechender Behältermaterialien, werden die Gasentwicklung
und die Gasdruckaufbaurate in den Grubenbauen des Endlagerbergwerks soweit
reduziert, dass im einschlusswirksamen Gebirgsbereich kein Frac bis zu dessen
Außenrand entsteht und somit zu einem Integritätsverlust der geologischen Barriere
führt ( Z12).
4.1.2.3 Grundanforderung C − Kritikalitätsausschluss
Z14: Eine Kritikalität muss durch entsprechende Beladung und Auslegung der Einlagerungsbehälter
und durch die Einlagerungsplanung in jeder Phase der Endlagerentwicklung
ausgeschlossen werden ( Abschnitt 7.2.4 in /BMU 10a/).
M17: Durch eine geeignete Beladung und Auslegung der Einlagerungsbehälter, andere
technische Maßnahmen, wie die Beigabe von Neutronenfängern, sowie die
Einlagerungsplanung wird ausgeschlossen, dass sich spaltbares Material im
Endlager in einer kritischen Anordnung ansammelt.
Zur Erreichung der Zielsetzung Z14 tragen indirekt auch die Maßnahmen M3 (Einlagerung
in Salzbereichen, die frei von Lösungseinschlüssen mit nennenswertem Volumen
sind), M4 (Ausreichende Sicherheitsabstände zu den Tagesschächten, zu Gesteinsschichten
mit möglichen größeren Lösungsvorkommen sowie zu potenziellen Fließwegen
für Lösungen) und M16 (Begrenzung der Restfeuchte des Versatzes) bei.
In Kapitel 5.1 wird beschrieben, wie die Maßnahmen M1 bis M16 im Vorhaben VSG
konkret umgesetzt wurden und überprüft ob die aus den Maßnahmen abgeleiteten
Forderungen hierdurch erfüllt wurden. Die mit der Maßnahme M17 verbundenen Analysen
sind im Vorfeld des Vorhabens VSG für verschiedene Endlagerbehälter bereits
durchgeführt worden, so dass im Rahmen des Vorhabens VSG nur die zugehörigen
Nachweise für den Kritikalitätsausschluss durchgeführt wurden (vgl. Kap. 4.2.3 bzw.
5.2.4).
64

4.2 Nachweiskonzept
Das Nachweiskonzept beschreibt detailliert die Vorgehensweise, wie im Rahmen des
Vorhabens VSG die Sicherheit des Endlagersystems bewertet wird. Im Nachweiskonzept
werden auf Basis des Sicherheitskonzeptes die für eine Sicherheitsaussage
erforderlichen Nachweise formuliert, so dass die Anforderungen gemäß /BMU 10a/
erfüllt werden.
Im Nachweiskonzept werden die zur Durchführung des Vorhabens VSG relevanten
nachweisbezogenen Aspekte der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ konkretisiert.
Dies betrifft vor allem bestimmte Aspekte zur Optimierung, zum Nachweis des Schutzes
vor Schäden durch ionisierende Strahlung und zu Inhalt und Umfang des Sicherheitsnachweises.
Wie beim Sicherheitskonzept ist die Motivation für die Entwicklung des Nachweiskonzeptes
der sichere Einschluss der Radionuklide und sonstigen Inhaltsstoffe der radioaktiven
Abfälle in der Nachverschlussphase im einschlusswirksamen Gebirgsbereich.
Als sicherer Einschluss wird der Zustand des Endlagersystems bezeichnet, bei dem es
im Nachweiszeitraum allenfalls zu einer geringfügigen Freisetzung von Radionukliden
aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich kommt. Dieser Ansatz basiert auf der
Anforderung gemäß Abschnitt 4.2 der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, wonach
die Freisetzungen radioaktiver Stoffe aus dem Endlager langfristig die aus der natürlichen
Strahlenexposition resultierenden Risiken nur sehr wenig erhöhen dürfen. Gleichzeitig
muss für den einschlusswirksamen Gebirgsbereich gemäß Abschnitt 7.2.1 der
Sicherheitsanforderungen gezeigt werden, dass dessen Integrität für alle wahrscheinlichen
Entwicklungsmöglichkeiten nachgewiesen werden kann.
Aus dem Nachweiskonzept leiten sich alle Arbeiten im Rahmen der Systemanalyse im
Vorhaben VSG ab, deren Ergebnisse im vorliegenden Synthesebericht in ihrer
Gesamtheit gewürdigt werden. Das Nachweiskonzept umfasst die folgenden Aspekte:
1. Vorgehensweise zur Ausweisung der Lage und Grenze des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs ( Abschnitte 5.1, 7.2.1 und 8.3 in /BMU 10a/)
2. Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Nachweiszeitraum
Mächtigkeit der Salzbarriere im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
Integrität der geologischen Barriere ( Abschnitte 7.2.1 und 7.3 in /BMU 10a/)
65

Integrität der geotechnischen Verschlussbauwerke ( Abschnitte 6.4, 7.2.3 und
7.3 in /BMU 10a/)
3. Kritikalitätsausschluss ( Abschnitt 7.2.4 in /BMU 10a/)
4. Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich ( Abschnitte
6.1, 6.2, 6.3, 7.2.2, 7.2.3 und 7.3 in /BMU 10a/)
5. Radiologische Konsequenzen in der Biosphäre anhand der Kriterien der Sicherheitsanforderungen
bei Freisetzung von Radionukliden aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich ( Abschnitte 6.2, 6.3, 7.2.2 , 7.2.3 und 7.3 in /BMU 10a/)
Im Folgenden wird auf jeden dieser Aspekte eingegangen. Gemäß den Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ sind diese Aspekte für sämtliche Entwicklungsmöglichkeiten
des Endlagersystems zu bewerten, deren Eintreten als wahrscheinlich oder wenig
wahrscheinlich eingestuft wird. Bei Entwicklungsmöglichkeiten, bei denen es zu einer
Freisetzung von Radionukliden aus den Abfällen kommen kann, sind dabei sowohl der
Lösungspfad als auch der Gaspfad zu berücksichtigen.
Gemäß den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ (Abschnitte 5.2, 6.5 und 9.7) sind
auch Szenarien mit zukünftigen unbeabsichtigten menschlichen Eingriffen (Human-
Intrusion-Szenarien) zu analysieren, um mögliche Ansatzpunkte für eine Optimierung
der Endlagerkonzepte festzustellen. Zur Bewertung der zukünftigen menschlichen Eingriffe
werden stilisierte Szenarien eingesetzt (Kap. 5.2.6).
4.2.1 Konzept zur Ausweisung der Lage und Grenze des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
Zu Beginn des Vorhabens VSG lagen keine Erkenntnisse vor, für welche Salzstockbereiche
die Integrität nachgewiesen werden muss. Aus diesem Grund wurde der einschlusswirksame
Gebirgsbereich nicht vorab, d. h. nicht vor Durchführung der numerischen
Analysen zur Integrität der geologischen Barriere und zum Radionuklidtransport,
festgelegt sondern anhand der Ergebnisse der numerischen Analysen. Da der Nachweis
des sicheren Einschlusses untrennbar mit der Ausweisung von Lage und Ausdehnung
des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches verbunden ist, ist davon auszugehen,
dass auch in zukünftigen Sicherheitsanalysen in ähnlicher Weise bei der
Ausweisung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs vorgegangen wird. Bei entsprechend
positiven Ergebnissen der numerischen Analysen zur Integrität der geologi-
66

schen Barriere und zum Radionuklideinschluss können Lage und Abmessung eines
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ausgewiesen werden. Die Kriterien zur Abwägung
umfassen folgende Aspekte:
Die Charakterisierbarkeit und Prognostizierbarkeit der betreffenden Gebirgsbereiche
sowie der geotechnischen Barrieren. Auf diese Aspekte wird zusammenfassend
in den Kapiteln 5.1.3 (geologische Barriere) sowie 5.1.4 und 5.2.2 (geotechnische
Verschlussbauwerke) eingegangen. Die Grundlage hierfür bilden die Berichte
/BOR 08b/ und /BRÄ 11/ (geologische Barriere) sowie die VSG-Berichte /MÜL 12a/
und MÜL 12b/ (geotechnische Verschlussbauwerke).
Die Qualität des Einschlusses (mittels RGI; Kap. 4.2.4.1) unter Berücksichtigung
der Ungewissheiten der Freisetzungsrechnungen einschließlich der ihnen zugrunde
liegenden Annahmen bzgl. der zukünftigen Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems.
Auf diesen Aspekt wird zusammenfassend in Kapitel 5.2.3 eingegangen.
Die Grundlage hierfür bildet der VSG-Bericht /LAR 13/.
Das Ergebnis der Integritätsanalysen für die geologische Barriere. Für die wahrscheinlichen
Entwicklungsmöglichkeiten muss gemäß /BMU 10a/ die Integrität des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs über den Nachweiszeitraum nachgewiesen
werden. Auf diesen Aspekt wird zusammenfassend in Kapitel 5.2.2.1 eingegangen.
Die Grundlage hierfür bildet der VSG-Bericht /KOC 12/.
In Kapitel 5.2.5 wird durch eine Synthese der zu den Aspekten 1. bis 3. im Vorhaben
VSG erzielten Ergebnisse der einschlusswirksamen Gebirgsbereich begründet ausgewiesen.
4.2.2 Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches im Nachweiszeitraum
Eine zentrale Forderung im Sicherheitskonzept ist, dass der ausgewiesene einschlusswirksame
Gebirgsbereich über den gesamten Nachweiszeitraum erhalten bleibt
und seine gemäß /BMU 10a/ geforderte Barrierenfunktion weder durch interne noch
durch externe Prozesse beeinträchtigt wird.
Die Ergebnisse der Analysen im Vorhaben VSG zum Nachweis des Erhalts des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs während des Nachweiszeitraums sind in Kapitel
5.2.2 dargestellt. Dabei wird auf die folgenden Aspekte eingegangen:
67

Erhalt der Mächtigkeit der Salzbarriere im einschlusswirksamen Gebirgsbereich,
Erhalt der Integrität der geologischen Barriere,
Erhalt der Integrität der geotechnischen Verschlussbauwerke über den geforderten
Wirkzeitraum.
Das unverritzte Hauptsalz der Staßfurtfolge (z2HS) im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
stellt den über den gesamten Nachweiszeitraum primär relevanten Teil der
geologischen Barriere dar, der den Einschluss der Schadstoffe im einschlusswirksamen
Gebirgsbereich sicherstellen muss. Wichtige Voraussetzung dafür ist, dass diese
Salzbereiche keine Wegsamkeiten für den Zutritt von Lösungen zu den Abfällen bzw.
für den Transport von Radionukliden und sonstigen Schadstoffen zwischen dem Grubengebäude
und wasserführenden Schichten außerhalb des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs oder der Biosphäre aufweisen.
Die Integrität der geologischen Barriere wird mit den folgenden Kriterien überprüft:
Dilatanzkriterium: Der Spannungszustand muss unterhalb der Dilatanzgrenze des
Gesteins bleiben.
Minimalspannungs- bzw. Laugendruckkriterium: Die minimale Hauptspannung
muss größer sein als der rechnerische hydrostatische Druck in der entsprechenden
Teufe.
Die Nachweisführung erfolgte im Vorhaben VSG durch geomechanische Modellrechnungen,
die entsprechenden Ergebnisse sind zusammenfassend in Kapitel 5.2.2.1
dargestellt.
Das im Vorhaben VSG entwickelte Verschlusskonzept sieht geotechnische Schachtverschlüsse
und Streckenverschlüsse als Verschlussbauwerke vor. Sie gewährleisten
als schnell wirksame Barrieren im Verbund mit dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
den Einschluss der Abfälle in dem Zeitraum, in dem der Salzgrusversatz seine
Dichtwirkung noch nicht entfaltet. Die Integrität der Verschlussbauwerke muss deshalb
mindestens über den Zeitraum gegeben sein, in dem der Salzgrusversatz in den Einlagerungsbereichen
noch keine ausreichende Dichtfunktion übernimmt. Der entsprechende
Integritätsnachweis für diese Verschlussbauwerke ist mindestens für alle zu
betrachtenden Lastfälle, die sich aus den wahrscheinlichen Entwicklungen ableiten, zu
68

erbringen. Auf die Ergebnisse der entsprechenden Nachweisführung wird in Kapitel
5.2.2.2 eingegangen.
4.2.3 Kritikalitätsausschluss
In einem Endlager für hoch radioaktive Abfälle muss ausgeschlossen werden, dass
sich das eingelagerte spaltbare Material in einer kritischen Anordnung sammelt. Diese
Kritikalität kann nur auftreten, wenn eine genügend große Menge an spaltbarem
Material in Gegenwart einer ausreichenden Menge Wasser (oder einem anderen
Neutronen-Moderator) vorhanden ist. Kritische Anordnungen müssen für alle als
wahrscheinlich oder weniger wahrscheinlich eingestuften Szenarien ausgeschlossen
werden /BMU 10a/. Als Indikator für den Nachweis des Kritikalitätsausschlusses wird
der Multiplikationsfaktor k eff verwendet, der angibt, wie viele Neutronen im Verhältnis zu
den vorher vorhandenen Neutronen bei einem Kernspaltprozess entstehen.
Eine Kritikalität kann bei einem Wert
k
eff
0,95
ausgeschlossen werden /MÖN 12/. Auf die Ergebnisse der diesbezüglichen Analysen
wird in Kapitel 5.2.4 zusammenfassend eingegangen.
4.2.4 Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
Der sichere Einschluss der Radionuklide und sonstigen Inhaltsstoffe der radioaktiven
Abfälle im einschlusswirksamen Gebirgsbereich ist ein Leitgedanke des Sicherheitskonzeptes
(Kapitel 4.1). Der sichere Einschluss ist dann gegeben, wenn es allenfalls
zu Freisetzungen von Radionukliden aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
kommt, die im Hinblick auf ihre radiologischen Auswirkungen als geringfügig einzustufen
sind. Ein noch besseres Einschlussvermögen ist beim vollständigen Einschluss der
Radionuklide gegeben, bei dem keinerlei Radionuklide aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich freigesetzt werden.
Die Bewertung des Einschlussvermögens des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
für die Radionuklide und sonstigen chemotoxischen Inhaltsstoffe der radioaktiven Ab-
69

fälle ist daher eines der zentralen Elemente des Nachweiskonzeptes im Vorhaben
VSG. Diese Bewertung erfolgt anhand einer Betrachtung der potenziellen Freisetzungen
der Radionuklide über den Lösungspfad und über den Gaspfad für alle wahrscheinlichen
und weniger wahrscheinlichen Szenarien. Auf diese Weise stellen für die
Nachverschlussphase berechnete oder abgeschätzte Risiken oder Strahlenexpositionen
stellen keine Prognose einer tatsächlichen radiologischen Belastung von in der
Zukunft lebenden Personen dar, sondern sind gemäß /BMU 10a/ nur als Indikatoren für
das mit der Endlagerung zu erzielende Schutzniveau zu interpretieren.
Zur Bewertung des Einschlussvermögens in einem bestimmten Gebirgsbereich werden
verschiedene Aufpunkte entlang der Transportwege der Radionuklide festgelegt.
Hierbei sind alle Wegsamkeiten, die zu einem Transport von Radionukliden aus dem
Gebirgsbereich beitragen können, zu berücksichtigen. Zur Bewertung des Einschlussvermögens
werden an den Aufpunkten die potenziellen Freisetzungen von Radionukliden
analysiert und getrennt für den Lösungspfad und den Gaspfad jeweils ein
radiologischer Indikator errechnet.
4.2.4.1 Bewertung der Langzeitsicherheit anhand der vereinfachten radiologischen
Langzeitaussage für in Lösung befindliche Radionuklide
Eine vereinfachte radiologische Langzeitaussage für in Lösung befindliche Radionuklide
ist gemäß /BMU 10a/ zulässig, wenn rechnerisch gezeigt werden kann, dass die
jährlich aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich freigesetzten radioaktiven Stoffe
bei einer Referenzgruppe von 10 Personen der Bevölkerung höchstens zu 0,1 Personen-Millisievert
pro Jahr für wahrscheinliche und höchstens zu 1 Personen-Millisievert
pro Jahr für weniger wahrscheinliche Entwicklungen führen. Das Berechnungsverfahren
für die Analyse nach dem vereinfachten Verfahren ist in /MÖN 12/ beschrieben. Auf
die Ergebnisse der Analysen und deren Bewertung wird in Kapitel 5.2.3 eingegangen.
Für die Bewertung der Ergebnisse wird der Indikator RGI 11 verwendet, der aus den
jährlichen Radionuklidströmen S i [Bq/a] über den Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs,
d. h. bei Undurchlässigkeit der geologischen Barriere des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs lediglich über die geotechnischen Verschlussbauwerke am
Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs, berechnet wird. Dieser Radionuk-
11
RGI: Radiologischer Geringfügigkeits-Indikator
70

lidstrom wird auf die jährlich geschöpfte Wassermenge [m 3 /a] des Versorgungsbrunnens
für das Kollektiv von 10 Erwachsenen verteilt.
Mit Hilfe von nuklidspezifischen Dosiskonversionsfaktoren DKF i [Sv/a / Bq/m 3 ] und dem
Bezugswert für eine geringfügige Freisetzung K RGI [Sv/a] ergibt sich daraus die Berechnungsvorschrift
RGI
10
i
S DKF
K
i
W
RGI
i
Bei einem Wert für den RGI ≤ 1 ist die Freisetzung geringfügig.
Die Berechnung des RGI-Wertes wird im Rahmen des Vorhabens VSG wie folgt konkretisiert:
Die Wassermenge, in der die Radionuklide verteilt werden, beträgt 5000 m 3 pro
Jahr für ein Kollektiv von 10 Erwachsenen. Die Wassermenge W pro Person beträgt
damit 500 m 3 pro Jahr.
Die nuklidspezifischen Dosiskonversionsfaktoren DKFi werden gemäß der Allgemeinen
Verwaltungsvorschrift /BMU 12/ ermittelt, siehe Kapitel 4.2.4.3.
Der Bezugswert für eine geringfügige Freisetzung KRGI beträgt für wahrscheinliche
Szenarien 0,1 Personen-Millisievert pro Jahr, für weniger wahrscheinliche Szenarien
1 Personen-Millisievert pro Jahr.
4.2.4.2 Bewertung der Langzeitsicherheit anhand der vereinfachten radiologischen
Langzeitaussage für gasförmig freigesetzte Radionuklide
In den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ wird die vereinfachte radiologische Langzeitaussage
nur für in der wässrigen Phase gelöste Radionuklide definiert. Dieses Verfahren
ist zur Bewertung der Langzeitsicherheit auf Radionuklide anwendbar, die auf
dem Lösungspfad freigesetzt werden oder die gasförmig aus den Abfällen freigesetzt
und entlang ihres Transportweges innerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
in der Porenfeuchte gelöst werden.
71

Nichtlösliche gasförmige Radionuklide verbleiben in der Gasphase und werden, soweit
sie nicht durch Sorptions- und andere Rückhalteprozesse zurückgehalten werden, mit
dem Gasstrom transportiert und können mit diesem gegebenenfalls den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich verlassen. In /BMU 10a/ finden sich keine Hinweise zu einer
vereinfachten radiologischen Langzeitaussage für Radionuklide, die in der Gasphase
den einschlusswirksamen Gebirgsbereich verlassen.
Im Vorhaben VSG wird auch für diese Fälle ein zu den gelösten Radionukliden analoges
Verfahren zur Bewertung des Einschlusses im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
verwendet. Für diese Radionuklide wird, wie im Fall der löslichen Radionuklide,
ein Indikator RGI aus dem jährlichen Radionuklidstrom über den Rand des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs berechnet. Dabei wird, in Anlehnung an /BMU 10a/, ein
anerkanntes generisches Expositionsmodell für gasförmige Radionuklide verwendet,
welches im Abschlussbericht zur radiologischen Konsequenzenanalyse in /LAR 13/
beschrieben wird.
4.2.4.3 Bewertung der Modellrechnungen zur radiologischen Langzeitaussage
Die Ergebnisse der Modellrechnungen zur Radionuklidfreisetzung aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich werden in vier Stufen bewertet, siehe Abb. 4.1, wobei
auch die Art des Radionuklidtransports (advektiv oder diffusiv) in die Bewertung
einfließt. In den ersten drei, in der Abbildung grün dargestellten Stufen wird der sichere
Einschluss der radioaktiven Abfälle im einschlusswirksamen Gebirgsbereich nachgewiesen.
Bei Nichteinhaltung der Schutzziele – Stufe 4 – wird das Endlagersystem in
der der Bewertung zugrundeliegenden Form als ungeeignet bewertet. In diesem Fall
kann ggf. durch eine geänderte Auslegung des Endlagerbergwerks sowie durch weitere
bzw. andere technische Maßnahmen der sichere Einschluss erreicht bzw. durch den
Abbau von Konservativitäten in der Nachweisführung der Nachweis des sicheren Einschlusses
geführt werden. Dazu wären neue Sicherheitsanalysen durchzuführen. Erst
wenn die Optimierungspotenziale des Endlagersystems ausgeschöpft sind und trotzdem
der Nachweis des langzeitsicheren Einschlusses nicht erfolgreich geführt werden
kann, kann an dem Standort kein sicheres Endlager errichtet werden. Die Bewertung
erfolgt sowohl für eine Freisetzung von Radionukliden über den Lösungspfad als auch
über den Gaspfad.
72

RGI = 0
0 < RGI ≤ 1
RGI > 1
RGI > 1
kein Kontakt
zwischen
Lösung und
Abfällen
keine
Freisetzung
aus ewG
vorrangig
diffusiver
Transport
von RN
vorrangig
advektiver
Transport
von RN
Kriterien
gemäß
Kap. 6
/BMU 10b/
eingehalten
Kriterien
gemäß
Kap. 6
/BMU 10b/
nicht
eingehalten
vollständiger Einschluss
Nachweis des sicheren Einschlusses
Nachweis über vereinfachtes Verfahren
Eignung des
Endlagersystem
in dieser Form
(Auslegung)
nicht gezeigt
Abb. 4.1
Schema des gestuften Bewertungsverfahrens für die radiologische
Langzeitaussage
Bezüglich weiterer Ausführungen und Erläuterungen zum gestuften Bewertungsverfahren
wird auf /MÖN 12/ verwiesen.
4.2.5 Bewertung von Human-Intrusion-Szenarien
Die Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ fordern, Szenarien mit zukünftigen unbeabsichtigten
menschlichen Eingriffen zu identifizieren, um festzustellen, ob und wenn ja
welche auslegungstechnischen Optimierungsmaßnahmen möglich sind. Mögliche Ansatzpunkte
für die Optimierung sind gemäß /BMU 10a/ die Senkung der Eintrittswahrscheinlichkeit
des menschlichen Eindringens oder die Verringerung der radiologischen
Auswirkungen, wobei der Maßstab dafür die radiologischen Konsequenzen für die allgemeine
Bevölkerung und nicht für die direkt eingreifenden Personen ist. Im Rahmen
der Optimierung des Endlagerkonzepts ist der Aspekt Human Intrusion jedoch nachrangig
unter Beachtung der Ausgewogenheit der im Abschnitt 5.1 von /BMU 10a/ genannten
Optimierungsziele zu berücksichtigen.
73

In Kapitel 5.2.6 wird darauf eingegangen, welche Ergebnisse im Vorhaben VSG in Bezug
auf Human Intrusion erzielt und wie die Ergebnisse zur Optimierung der Endlagerkonzepte
verwendet wurden.
4.3 Umgang mit Ungewissheiten
Die allgemeine, international anerkannte Strategie zum Umgang mit Ungewissheiten 12
lässt sich in den folgenden Schritten zusammenfassen /VIG 07/:
1. Identifizieren
2. Beurteilen und Quantifizieren
3. Reduzieren und Vermeiden
Diese Vorgehensweise ist dabei als iterativer Prozess zu verstehen, der bei jeder neuen
Fassung eines Sicherheitsnachweises (i. S. eines Safety Case) wiederholt werden
muss. In einem frühen Stadium wird vor allem das Ziel verfolgt, die Erkundung des
Standortes sowie die Auslegung des Endlagers zu steuern. In dieser Phase bestehen
vielfältige Möglichkeiten, erkannte Ungewissheiten zu reduzieren und zum Teil sogar
zu eliminieren, wobei unter Umständen auch neue Ungewissheiten auftreten können.
Letztlich werden aber niemals alle Ungewissheiten zu reduzieren oder gänzlich vermeidbar
sein. Die nicht zu vermeidenden Ungewissheiten müssen benannt und ihre
Auswirkungen auf die Sicherheitsaussage bewertet werden. Der Umgang mit Ungewissheiten
erstreckt sich sowohl auf das Sicherheitskonzept als auch auf das Nachweiskonzept.
In einer Sicherheitsanalyse müssen die inhärenten Ungewissheiten im Hinblick auf die
vorliegenden Standortdaten, die modellhafte Vorstellung des Endlagersystems, die
zukünftige Entwicklung des Endlagersystems, aber auch bezüglich der Beschreibung
einzelner Prozesse und des Zusammenwirkens von Prozessen identifiziert und ihre
Auswirkungen auf die Aussagen zur Sicherheit des Endlagersystems über den Nachweiszeitraum
bewertet werden. Die Ungewissheiten werden in der Regel in Szenarienungewissheiten
(Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen Entwicklung des Endlagersystems),
Daten- und Parameterungewissheiten und Modellungewissheiten eingeteilt.
12 Auf den Begriff „Unsicherheit“, der teilweise synonym mit dem Begriff „Ungewissheit“ verwendet wird,
wird hier verzichtet, da er mit der Unsicherheit im Sinne einer möglichen Gefährdung verwechselt werden
kann.
74

In Kapitel 5.3 wird ausführlich darauf eingegangen, wie mit Ungewissheiten im Vorhaben
VSG verfahren wurde.
75

5 Umsetzung des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes im
Vorhaben VSG
In den folgenden Kapiteln wird dargestellt, wie das Sicherheits- und Nachweiskonzept
im Vorhaben VSG konkret umgesetzt wurde:
In Kapitel 5.1 wird dargelegt, wie die aus den Leitgedanken und Zielsetzungen abgeleiteten
Maßnahmen des Sicherheitskonzepts umgesetzt wurden und ob hierdurch
die Ziele des Sicherheitskonzeptes erfüllt werden.
In Kapitel 5.2 werden die im Vorhaben VSG gemäß dem Nachweiskonzept geführten
Einzelnachweise dargelegt, die Ergebnisse vorgestellt und anhand der Bewertungsmaßstäbe
bewertet.
Die den Nachweisen zugrunde liegenden Ungewissheiten werden in Kapitel 5.3
ausgeführt und ihr Einfluss auf die Analyseergebnisse wird bewertet.
5.1 Umsetzung des Sicherheitskonzepts
In diesem Kapitel wird dargestellt, in welcher Weise die Forderungen des Sicherheitskonzepts
zum Erreichen eines dauerhaft sicheren Einschlusses der Radionuklide im
Vorhaben VSG umgesetzt wurden und überprüft, ob dies umfassend und vollständig
geschehen ist. Die Bewertung orientiert sich an den sicherheitsrelevanten Komponenten
der konzipierten Endlagersysteme, die in Kapitel 4.1.1 vorgestellt wurden. Dazu
werden die im Vorhaben VSG erzielten wesentlichen Ergebnisse zu den sicherheitsrelevanten
Komponenten zusammengefasst und überprüft, in welcher Weise das Sicherheitskonzept
umgesetzt wurde. Insbesondere wird dabei auf die Umsetzung der in Kapitel
4.1.2 dargestellten sicherheitskonzeptionellen Maßnahmen eingegangen.
Wie in Kapitel 4.1.1 dargestellt, beruht das Einschlussvermögen des Endlagersystems
auf einem gestaffelten System von verschiedenen Barrieren mit unterschiedlichen Sicherheitsfunktionen,
wobei die verschiedenen Komponenten des Endlagersystems in
unterschiedlicher Weise zum Einschluss der Radionuklide beitragen. Konsequenterweise
beziehen sich auch die im Sicherheitskonzept abgeleiteten planerischen und
technischen Maßnahmen auf diese Endlagersystemkomponenten, wobei eine Maßnahme
auch auf mehrere Komponenten abzielen kann. Die entsprechende Zuordnung
ist, getrennt nach den in Kapitel 4.1.2 beschriebenen Grundanforderungen (Ein-
77

schlussgedanke, Integritätsgedanke und Kritikalitätsausschluss) in der Tab. 5.1 dargestellt.
78

Tab. 5.1
Zuordnung der im Sicherheitskonzept geforderten Maßnahmen (M) zu den Endlagersystemkomponenten
Nr. Maßnahme Systemkomponente
79
A: Abfälle B: Endlagerbergwerke
C: Geologische
Barriere
D: Verschlusskomponenten
Aus der Grundanforderung A (Einschlussgedanke) abgeleitete Maßnahmen zu den Endlagersystemkomponenten
M1 Minimierung des aufzufahrenden Hohlraumvolumens
des Endlagerbergwerks,
Einsatz gebirgsschonender Verfahren.
M2 Gute Charakterisierbarkeit und Homogenität
der Salzbereiche in der Umgebung der
Einlagerungsbereiche
M3 Günstige Kriecheigenschaften, Abwesenheit
sicherheitsrelevanter Lösungseinschlüsse
M4 Sicherheitsabstände zu den Tagesschächten
und den das Hauptsalz z2HS begrenzenden
Salzschichten
M5 Anforderungen an Schacht- und Streckenverschlüsse
M6 Hohlraumverfüllung mit Salzgrus X
M7 Anfeuchtung des Salzgrusversatzes in den
Richtstrecken
M8 Minimierung der mit den Abfällen oder abfallnah
eingebrachten Feuchtigkeit
M9 Materialdiversität der Schachtverschlussbauwerke
X
X
X X
X
X
X
X
X
E: Weiteres
Wirtsgestein
und Deckgebirge

Tab. 5.1
(Fortsetzung) Zuordnung der im Sicherheitskonzept geforderten Maßnahmen (M) zu den Endlagersystemkomponenten
Nr. Maßnahme Systemkomponente
A: Abfälle B: Endlagerbergwerke
M10 Minimierung gleichzeitig aufgefahrener
Hohlraumvolumina
M11 Räumliche Trennung von Abfällen mit unterschiedlichen
Eigenschaften
C: Geologische
Barriere
D: Verschlusskomponenten
Aus der Grundanforderung B (Integritätsgedanke) abgeleitete Maßnahmen zu den Endlagersystemkomponenten
X
X
E: Weiteres
Wirtsgestein
und Deckgebirge
80
M12 Sicherheitsabstände zu Salzbereichen mit
nennenswertem Anteil kristallwasserhaltiger
Salzminerale
M13 Ausreichende Teufenlage der Einlagerungssohle
X
Weitgehend
identisch mit
M4
X
Schutz vor
exogenen Lastfällen
X
Schutz vor
exogenen Lastfällen
M14 Weitgehender Abschluss der Halokinese X X
M15 Begrenzung der Temperaturentwicklung im
Hauptsalz
X
(Implizite Forderung:
ausreichende
Zwischenlagerung
sdauer)
x

Tab. 5.1
(Fortsetzung) Zuordnung der im Sicherheitskonzept geforderten Maßnahmen (M) zu den Endlagersystemkomponenten
81
Nr. Maßnahme Systemkomponente
A: Abfälle B: Endlagerbergwerke
M16 Minimierung der Gasentwicklung im Endlagerbergwerk
X
(Implizite Forderung
an das
Behältermaterial
und Minimierung
des
Restfeuchtegehaltes
der
Abfälle)
C: Geologische
Barriere
D: Verschlusskomponenten
X
(Feuchtigkeit
Salzgrusversatz)
Aus der Grundanforderung C (Kritikalitätsausschluss) abgeleitete Maßnahmen zu den Endlagersystemkomponenten
M17 Kritikalitätsausschluss X 13 X 1
E: Weiteres
Wirtsgestein
und Deckgebirge
13 Die mit der Maßnahme M17 verbundenen Analysen sind im Vorfeld des Vorhabens VSG für verschiedene Endlagerbehälter bereits durchgeführt worden, so dass im Rahmen
des Vorhabens VSG nur die zugehörigen Nachweise für den Kritikalitätsausschluss durchgeführt wurden. Diese werden im Rahmen der Umsetzung des Nachweiskonzeptes in
Kap. 5.2.4 behandelt.

Im Nachfolgenden werden zu jeder der oben angeführten Komponenten die wichtigsten
im Vorhaben VSG erarbeiteten Ergebnisse dargestellt und bewertet, ob diese im
Sinne der Zielerreichung der VSG vollständig und mit ausreichendem Tiefgang vorliegen.
In einem zweiten Schritt wird aufgezeigt, wie die im Sicherheitskonzept (Kap. 4.1)
geforderten strategischen Maßnahmen konkret umgesetzt wurden und bewertet, ob
dies den Ansprüchen des Sicherheits- und Nachweiskonzepts genügt.
5.1.1 Radioaktive Abfälle
5.1.1.1 Mengengerüste und radiologische Charakterisierung
Im Nachfolgenden wird zunächst ein kurzer Überblick zu den innerhalb des Vorhabens
VSG ermittelten Abfallmengengerüsten und der stofflichen und radiologischen Charakteristika
der verschiedenen Abfallarten gegeben. Bei der Bestimmung der Abfallmengen
wurde als regulatorische Randbedingung der Beschluss zum Ausstieg aus der
Kernenergie /ATG 11/, zugrunde gelegt. Bezüglich weitergehender Informationen sei
auf den Bericht /PEI 11b/ 14 verwiesen.
Im Vorhaben VSG wurden folgende Abfallströme betrachtet:
Bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren (direkte Endlagerung)
Radioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung im Ausland sowie aus der Wiederaufarbeitungsanlage
in Karlsruhe.
Bestrahlte Brennelemente aus Prototyp- und Forschungsreaktoren
Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
Bestrahlte Brennelemente:
Im Vorhaben VSG wurde prognostiziert, dass bis zum Ende der Laufzeit der Kernkraftwerke
im Jahr 2022 insgesamt ca. 34.630 Brennelemente, dies entspricht ca.
10.450 t SM (Tonnen Schwermetall) anfallen werden, die direkt endgelagert werden
müssen. Die Brennelemente werden entsprechend ihrem Alter zum Beginn der Be-
14
Mengengerüste gemäß Ausstiegsbeschluss
82

triebsphase des Endlagers in Altersklassen eingeteilt, um die unterschiedlichen Zwischenlagerzeiten
ausreichend zu berücksichtigen. Entsprechend ihrem Einsatz in den
Leistungsreaktortypen DWR, SWR und WWER bzw. der Brennelementtypen UO 2 sowie
MOX aus der Wiederaufarbeitung teilen sich die bestrahlten Brennelemente wie
folgt auf (Tab. 5.2):
Tab. 5.2
Anzahl der für die direkte Endlagerung zu berücksichtigenden bestrahlten
Brennelemente /PEI 11b/
Brennelementtyp
Anlage
UO 2
MOX
SWR 14.350 1.250
DWR 12.450 1.530
WWER 5.050 -
Aufgrund der regulativen Vorgaben zum Ausstieg aus der Kernenergienutzung gemäß
/ATG 11/ und eines guten Kenntnisstandes zu den Abbränden in den verschiedenen
deutschen Leistungsreaktortypen war es möglich, die zu berücksichtigenden Anzahlen
an bestrahlten Brennelementen mit einer für die Endlagerplanung im Vorhaben VSG
ausreichenden Sicherheit zu prognostizieren. Der Einfluss von Ungewissheiten, die
sich aus der Frage ergeben, ob in Zukunft höhere Abbrände erzielt werden könnten,
wird für die im Vorhaben VSG erzielten sicherheitsanalytischen Ergebnisse als nicht
ausschlaggebend angesehen, unter anderem deshalb, da dies zu einer Verringerung
der zur Endlagerung anstehenden Brennelementanzahl und des entsprechenden Aktivitätsinventars
führen würde.
83

Für die radiologische Charakterisierung wurden für jeden Brennelementtyp Modellbrennelemente
definiert, denen hinsichtlich der Anreicherung, ihrer Zusammensetzung
und des Abbrands im Reaktor Eigenschaften zugewiesen wurden, die für die Analysen
im Vorhaben VSG als ausreichend angesehen wurden. Dabei wurden Abbrände und
Anreicherungsgrade aus der Gegenwart und jüngeren Vergangenheit jeweils für alle
direkt endzulagernden Brennelemente unterstellt. Für diese Modellbrennelemente wurden
Abbrandrechnungen für den Brennstoff sowie Aktivierungsrechnungen für die Hüllrohre
und das Strukturmaterial durchgeführt. Ergebnis dieser Modellrechnungen war
eine stoffliche und insbesondere radiologische Beschreibung der jeweiligen Modellbrennelemente
einschließlich ihrer Wärmeleistung.
Diese homogenisierende Beschreibung der Brennelemente im Hinblick auf ihre individuelle
Abbrandhistorie und der hieraus resultierenden stofflichen Zusammensetzung in
Form von Modellbrennelementen /PEI 11b/ wird als zielführend angesehen. Eine explizite
Bestimmung bzw. Prognose der spezifischen Eigenschaften jedes einzelnen
Brennelementes unter Berücksichtigung von Schwankungen der Uran-Anreichung oder
produktionsbedingten Verunreinigungen, der Fahrweise des Reaktors, wie des Abbrandgrades
oder der Positionen des Brennelements im Reaktorkern wird angesichts
der großen Anzahl von über 30.000 Brennelementen als faktisch unmöglich angesehen
und ist überdies für die Belange einer ersten vorläufigen Sicherheitsanalyse unerheblich.
Radioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung:
Bei den im Vorhaben VSG berücksichtigten Abfällen aus der Wiederaufarbeitung bestrahlter
Brennelemente handelt es sich um:
Kokillen mit verglasten hochradioaktiven Spaltproduktlösungen und Feedklärschlämmen
(CSD-V),
Kokillen mit verglasten Deko- und Spülwässern (CSD-B) sowie
Kokillen mit kompaktierten Brennelementhülsen, Strukturteilen und Technologieabfällen
(CSD-C).
Die Mengengerüste sind in Tab. 5.3 ausgewiesen.
84

Tab. 5.3
Mengengerüste der Abfälle aus der Wiederaufarbeitung (Anzahl der
Kokillen) /PEI 11b/
Abfallart
Anzahl
CSD-V 3.735
CSD-B 308
CSD-C 4.104
Die Mengen der Abfälle aus der Wiederaufarbeitung bestrahlter Brennelemente ließen
sich aufgrund der regulativen Vorgaben (Beendigung der Wiederaufarbeitung der
Brennelemente aus deutschen Leistungsreaktoren im Jahr 2000) und des Kenntnisstandes
zu den Wiederaufarbeitungsprozessen in den Anlagen in Sellafield, La Hague
und Karlsruhe mit ausreichender Sicherheit prognostizieren. In einer neuen Veröffentlichung,
die in der Abschlussphase des Vorhabens VSG erschien, wurde jedoch das
Aktivitätsinventar der verglasten Abfälle aus der Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague
genauer untersucht /MEL 12/. Dabei wurde insbesondere für leicht flüchtige Elemente
(Iod, Chlor) festgestellt, dass die bisherigen Inventarangaben überschätzt sind.
Diese Erkenntnisse konnten im Vorhaben VSG nicht mehr berücksichtigt werden.
In Analogie zur Vorgehensweise bei den bestrahlten Brennelementen wurden die Kokillen
in Altersgruppen gegliedert und zu ihrer Charakterisierung repräsentative Modellkokillen
definiert. Das stoffliche und radiologische Inventar der Modellkokille mit den
verglasten hochradioaktiven Abfällen wurde über Abbrandrechnungen, das der Modellkokille
mit den kompaktierten Strukturteilen über Aktivierungsrechnungen bestimmt.
Die homogenisierende Charakterisierung im Hinblick auf die Wärmeleistung und das
Radionuklidinventar mit Hilfe von Modellkokillen wird aus den gleichen Gründen wie bei
den bestrahlten Brennelementen als zielführend angesehen, da es im Sinne der Aufgabenstellung
des Vorhabens VSG nicht erforderlich war, die individuellen Eigenschaften
der einzelnen Kokillen auszuweisen, die durch Schwankungen in der Zusammensetzung
des jeweils wiederaufgearbeiteten Brennstoffs bestimmt sind.
Bei der Bestimmung des nuklidspezifischen Aktivitätsinventars und der Wärmeleistung
der Modellkokillen ist die Zeitspanne zwischen der Entladung der Brennelemente aus
dem Reaktor und dem Produktionszeitpunkt der Kokille entscheidend. Die Mindestzeitspanne
von vier Jahren, die von der französischen COGEMA angegeben wird
/COG 86/, wurde im Vorhaben VSG zugrunde gelegt wobei allerdings die Erfahrungen
der Vergangenheit zeigen, dass die Zeitspanne zwischen Entladung aus dem Reaktor
85

und der Produktion in der Wiederaufarbeitungsanlage in aller Regel deutlich höher ist.
Dies führt zu einer Überschätzung der Gesamtaktivität in den Kokillen zum Zeitpunkt
der Einlagerung und lässt den Schluss zu, dass innerhalb des Vorhabens VSG eine
Vorgehensweise gewählt wurde, die zu einem ausreichend abdeckenden Radionuklidinventar
der Kokillen führt.
Radioaktive Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren:
Die im Vorhaben VSG zu berücksichtigenden Abfälle umfassten die Brennelemente
bzw. Brennstäbe aus Prototyp- und Forschungsreaktoren. Zu den Forschungsreaktoren
gehören: FRM II (Forschungsneutronenquelle Garching), FRMZ (Forschungsreaktor
Mainz) und BER II (Berliner Experimentierreaktor II) 15 . Für bestrahlte Brennelemente
aus Forschungsreaktoren, die bis 2016 entnommen werden, existieren abgesehen
von den Brennelementen des FRM II Abgabe-, Rücknahme- oder anderweitige Entsorgungsverträge
mit dem Ausland. Aufgrund fehlender Angaben zur Aktivität der Abfälle
des FRMZ, des kleinen Beitrags zum gesamten innerhalb des Vorhabens VSG berücksichtigten
Mengengerüstes und der Erwartung, dass diese Brennelemente von den
USA zurückgenommen werden, wurden die Abfälle des FRMZ im Vorhaben VSG vernachlässigt.
Damit waren nur die Brennelemente des FRM II und die nach 2016 ggf.
anfallenden Brennelemente des Forschungsreaktors BER II zu berücksichtigen.
Mit einem Bruttoabfallvolumen von ca. 2.000 m³ repräsentieren die bestrahlten Brennelemente
aus Prototypreaktoren den entscheidenden Anteil der wärmeentwickelnden
Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren (vgl. Tab. 5.4). Sie stammen aus den
Hochtemperaturreaktoren AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich) und
THTR 300 (Thorium-Hochtemperaturreaktor Hamm-Uentrop) sowie der KNK II (Kom-
15 Die Information, dass die Brennelemente aus dem Rossendorfer Forschungsreaktor (RFR) entgegen
den ursprünglichen und abgesicherten Planungen ggf. doch für die direkte Endlagerung wärmeentwickelnder
Abfälle zu berücksichtigen sind, erreichte das Vorhaben VSG zu einem Zeitpunkt (November
2011), nachdem die konzeptionellen Endlagerplanungen abgeschlossen waren und die darauf aufbauenden
Sicherheitsanalysen voll umfänglich begonnen hatten. Vor diesem Hintergrund war zu entscheiden,
ob das durch die Brennelemente des RFR veränderte Abfallmengenspektrum zu einer Anpassung
des Endlagerkonzepts und einem entsprechenden Neustart der Sicherheitsanalysen im Vorhaben VSG
führen muss. Vor dem Hintergrund der Anzahl der zusätzlichen Abfallgebinde (18 CASTOR ® MTR2)
sowie ihrer grundlegenden Eigenschaften wurde diese Frage abschlägig entschieden. Sollte sich in den
kommenden Jahrzehnten herausstellen, dass der bestrahlte Brennstoff aus dem Betrieb des RFR tatsächlich
in Deutschland verbleibt und direkt endzulagern sein wird, stellt er von der Menge und seinen
Eigenschaften her keine Größe dar, die einen relevanten Einfluss auf die vorläufigen Sicherheitsanalysen
hat. Vor diesem Hintergrund war es vertretbar, die bestrahlten RFR-Brennelemente in den weiteren
Analysen zum Vorhaben VSG nicht weiter zu berücksichtigen /PEI 11b/.
86

pakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe) und dem Nuklearfrachter Otto
Hahn.
Tab. 5.4
Mengengerüste der Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren
/PEI 11b/
Anlage Abfallart Behälter
AVR
THTR 300
288.161 BE-Kugeln
617.606 BE-Kugeln
152 CASTOR ® -
THTR/AVR
305 CASTOR ® -
THTR/AVR
Die radiologische Charakterisierung dieser Abfälle und die Festlegung ihrer Wärmeleistung
erfolgten anhand von Angaben der Abfallverursacher bzw. z. T. durch Abbrandrechnungen.
Brutto-
Volumen
[m 3 ]
656
1312
KNK II +
Otto Hahn
2.484 KNK-II-Brennstäbe +
52 Otto-Hahn-Brennstäbe
4 CASTOR ® - KNK 15,4
FRM II ca. 120 – 150 MTR-BE 30 CASTOR ® - MTR 75
BER II 1) ca. 120 BE (12 pro Jahr) 20 CASTOR ® - MTR 50
1)
Ohne Vertragsverlängerung
Die radioaktiven Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren ließen sich ebenfalls
gut quantifizieren und mit ausreichender Genauigkeit hinsichtlich ihres radiologischen
Inventars charakterisieren. Allerdings sind zu den Betriebszeiten der Forschungsreaktoren
derzeit noch keine abschließenden Aussagen möglich. Da deren Abfallmengen
aber im Vergleich zu denen der Leistungsreaktoren gering sind, wird der Unschärfe der
Mengengerüste, die sich aus den nicht präzise prognostizierbaren Betriebszeiten für
die Ergebnisse der Systemanalyse des Vorhabens VSG keine entscheidende Bedeutung
beigemessen.
Vernachlässigbar wärmeentwickelnde Abfälle:
1. Verpresste Strukturteile aus der Brennelementkonditionierung
Die im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte sehen vor, bestrahlte Brennstäbe
ohne die Brennelement-Strukturteile entweder in POLLUX ® -Behälter (Streckenlage-
87

ung) oder in Brennstabkokillen (Bohrlochlagerung) endzulagern. Beide Konzepte bedingen
somit die Trennung der Brennstäbe von den Brennelement-Strukturteilen. Für
die Brennelement-Strukturteile wurde ein Netto-Abfallaufkommen (ohne Behälter) von
430 m³ zugrunde gelegt. Es wird aus den gleichen Gründen wie bei den bestrahlten
Brennelementen davon ausgegangen, dass das Volumen der verpressten Strukturteile
aus der Brennelementkonditionierung mit einer für die Endlagerplanung im Vorhaben
VSG ausreichenden Sicherheit prognostiziert werden konnte.
Die stofflichen Zusammensetzung und das radiologische Inventar der verpressten
Strukturteile wurden durch Aktivierungsrechnungen bestimmt. Die Durchführung von
Aktivierungsrechnungen war nur für DWR möglich. Aufgrund der in SWR bestehenden
Dampfblasen, die in axialer Richtung des Reaktorkerns eine sehr unterschiedliche
Dichte haben, ist die Ableitung von Neutronenflüssen für SWR mit den bestehenden
analytischen Instrumentarien nicht möglich. Die Gründe hierfür sind, dass sich die
Strukturmaterialien zwischen SWR-Brennelementen und DWR-Brennelementen deutlich
unterscheiden und dass die axialen Neutronenflussverhältnisse beim SWR grundverschieden
sind von denen des DWR. Daher erfolgte eine Übertragung der Ergebnisse
für einzelne Nuklide aus den Aktivierungsrechnungen für DWR-Reaktoren auf SWR-
Reaktoren. Bei der Übertragung der Daten von DWR- auf SWR-Strukturteilen wurde
angenommen, dass dies zu einer Überschätzung der Inventare in den SWR-
Strukturmaterialien führt, da die Dampfblasen in SWR zu verminderten Neutronenflüssen
und damit zu geringerer Aktivierung von SWR-Brennelement-Strukturteilen führen.
Diese Vorgehensweise bot sich auch für die bestrahlten Brennelemente der WWER-
Reaktoren an, für die ebenfalls keine Aktivierungsrechnungen durchgeführt wurden
/PEI 11b/.
2. Sonstige Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
Für diese Abfallarten wurden kalkulatorisch folgende Netto-Abfallvolumina angesetzt:
Urantails aus der Urananreicherung: 35.000 m³
Graphithaltige Abfälle: 1.000 m³
Sonstige radioaktive Mischabfälle: 15.000 m³
88

Zu diesen Abfallströmen ließen sich aus folgenden Gründen keine belastbaren Aussagen
zu den Mengengerüsten sowie zu den stofflichen und radiologischen Eigenschaften
ableiten:
Bei den Urantails handelt es sich im abfallrechtlichen Sinne derzeit nicht um radioaktiven
Abfall, sondern um Reststoffe, die für weitere Uran-Anreicherungsprozesse
verwendet werden können. Da zum Zeitpunkt der Durchführung des Vorhabens
VSG die Verträge, die die Abgabe der Urantails nach Russland regelten, ausgelaufen
waren, war eine weitere Verwertungsmöglichkeit für die anfallenden Urantails
nicht absehbar. Insofern sollte im Rahmen des Vorhabens überprüft werden, ob eine
Entsorgung in einem Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle sicherheitstechnisch
möglich ist und somit eine Option darstellt. Bei der Bestimmung der Abfallmengen
wurde ein zu berücksichtigendes Nettovolumen von 35.000 m 3 angesetzt,
welches aus der in der atomrechtlichen Genehmigung festgesetzten Beschränkung
der Lagerkapazitäten für die Urantrennanlagen in Gronau abgeleitet wurde
/PEI 11b/. Weiterhin wurde unterstellt, dass die primär als Uranhexafluorid (UF 6 )
vorliegenden Urantails für den Fall der Endlagerung in Uranoxid (U 3 O 8 ) überführt
werden. Eine alternative Transformation der Urantails in metallische Form würde
zwar das Volumen reduzieren, ist jedoch technisch schwierig und wirtschaftlich
aufwendig. Aus den oben genannten Gründen ist somit zusammenfassend festzustellen,
dass es derzeit unklar ist, ob Urantails überhaupt zur Entsorgung anstehen
und wenn ja, in welchen Mengen und in welcher chemischen Form.
Für graphithaltige Abfälle sollte im Vorhaben VSG aufgrund der hohen Tritiumund
14 C-Inventare eine sicherheitstechnische Machbarkeit der Entsorgung in einem
Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle ebenfalls geprüft werden. Das angesetzte
Mengengerüst beruht auf groben Abschätzungen bezüglich des Anfalls an graphithaltigen
radioaktiven Abfällen, primär Kohlestein, der in Hochtemperaturreaktoren
als Neutronenreflektor eingesetzt wurde.
Bei den sonstigen radioaktiven Mischabfällen wurde ebenfalls unterstellt, dass
sie aufgrund ihrer radiologischen Eigenschaften nach heutigen Maßstäben nicht
oder nur bedingt in einem Endlager für vernachlässigbar wärmeentwickelnde Abfälle
endgelagert werden können. Eine einigermaßen belastbare Quantifizierung dieses
Abfallstroms ist zum heutigen Kenntnisstand praktisch unmöglich. Es kann zum
heutigen Zeitpunkt lediglich als gesichert angesehen werden, dass es solche Abfälle
geben wird. Für das Vorhaben VSG wurde angenommen, dass dieser Abfallstrom
nicht größer sein wird als 15.000 m³.
89

Das radiologische und stoffliche Inventar der drei genannten Abfallströme konnte nur
grob, häufig auf der Basis von Literaturrecherchen, abgeschätzt werden.
Trotz der oben angeführten Schwierigkeiten war die Informationslage zu den sonstigen
vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfällen für die Entwicklung der Endlagerkonzepte
und die Durchführung der Systemanalyse im Sinne der Aufgabenstellung des
Vorhabens VSG ausreichend. Hintergrund ist, dass es nicht darum ging, verbindliche
quantitative Mengengerüste aufzustellen und eine durchgängig belastbare stoffliche
und radiologische Charakterisierung der Inventare dieser Abfälle vorzunehmen. Vielmehr
sollte, wie bereits einleitend in Kapitel 3.3.2 erwähnt, im Sinne einer optionalen
Studie untersucht werden, ob es sicherheitstechnisch möglich und sinnvoll ist, eine
gemeinsame Endlagerung von wärmeentwickelnden und vernachlässigbar wärmeentwickelnden
Abfällen in separaten Endlagerflügeln vorzunehmen oder ob sich die gemeinsame
Endlagerung beider Abfallgruppen als derart nachteilig für das Einschlussvermögen
der konzipierten Endlagersysteme erweist, dass dieses Konzept zukünftig
nicht mehr verfolgt werden sollte.
Für eine Machbarkeitsstudie zu dieser optionalen Einlagerungsvariante reichte es aus,
dass
es für die angesetzten Abfallarten plausible Gründe für die gemeinsame Endlagerung
mit wärmeentwickelnden Abfällen gibt,
bei der stofflichen Charakterisierung möglichst alle unter Endlagerbedingungen
sicherheitsrelevanten Eigenschaften dieser Abfallgruppe ausgewiesen werden
(z. B. Gasbildung), damit in der Systemanalyse die entsprechenden Auswirkungen
repräsentativ für diese Abfallgruppe untersucht werden können,
die angesetzten Abfallmengen so hoch sind, dass die Auswirkungen ihrer stofflichen
Eigenschaften nicht von vornherein als vernachlässigbar eingestuft werden
müssen.
Fazit:
Aus den oben angeführten Gründen wird zusammenfassend davon ausgegangen,
dass das zugrunde gelegte Abfallspektrum für die Zwecke einer initialen vorläufigen
Sicherheitsanalyse vollständig ist und die Prognose der Mengengerüste sowie die ra-
90

diologische und stoffliche Charakterisierung – der jeweiligen Zielsetzung im Vorhaben
VSG entsprechend – mit ausreichendem Tiefgang erfolgte.
5.1.1.2 Umsetzung der Anforderungen des Sicherheitskonzepts an die radioaktiven
Abfälle
Folgende Maßnahmen, die im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG /MÖN 12/ gefordert
werden, betreffen (auch) die radioaktiven Abfälle:
Maßnahme M8: Minimierung der abfallnah eingebrachten Feuchtigkeitsmenge (Restfeuchte
der Abfälle) sowie
Maßnahme M16: Minimierung der Gasentwicklung im Endlagerbergwerk
Beide Maßnahmen zielen darauf ab, die Korrosion der Abfallbehälter und damit den
Behälterausfall sowie die Gasbildung und den Gasdruckaufbau im Endlager zu begrenzen.
Sie betreffen neben dem Feuchtegehalt des Salzgrusversatzes auch die
Restfeuchtegehalte der Abfälle und ihrer Behälter. Weiterhin soll durch die Begrenzung
der mit den Abfällen eingebrachten Feuchtigkeitsmengen die Mobilisierung von Radionukliden
durch Lösungsvorgänge reduziert werden.
Generell gilt, dass die in den radioaktiven Abfällen enthaltene Restfeuchte möglichst
gering sein soll. Dies hat dreierlei Gründe:
Die in den Abfällen bzw. den Abfallbehältern enthaltene Restfeuchte führt zur Korrosion
der metallischen Behälterinnenwandungen und kann in Abhängigkeit von der
Dicke der Behälterwandungen bei ausreichender Feuchtigkeitsmenge Undichtigkeiten,
z. B. durch Lochfraß, verursachen. In diesem Zusammenhang ist zu beachten,
dass die Sicherheitsanforderungen des BMU die Bergbarkeit von Abfallgebinden
mit wärmeentwickelnden Abfällen über einen Zeitraum von 500 Jahren fordern. Bis
zu diesem Zeitpunkt muss gewährleistet sein, dass die Behälter soweit intakt bleiben,
dass sie als Einheit geborgen werden können. Somit ist sicherzustellen, dass
die in den Abfällen oder Behältern enthaltene Restfeuchte so gering ist, dass es
während des o. g. Zeitraums nicht zu einer die mechanische Festigkeit beeinträchtigenden
Korrosion des Behälters von innen nach außen kommt.
In Anwesenheit von Feuchtigkeit kommt es zur anaeroben Korrosion der metallischen
Behälterwandungen und zur Bildung von Wasserstoffgas. Bei Anwesenheit
91

von organischen Bestandteilen (z. B. Polyethylen bzw. Harz im Abschirmmaterial
der Endlagerbehälter, Behälterlackierungen oder zellulosehaltige Bestandteile in
den vernachlässigbar wärmeentwickelnden Mischabfällen) kommt es durch bakterielle
Zersetzung der verfügbaren Kohlenstoffverbindungen ebenfalls zur Gasbildung
(hauptsächlich Methan CH 4 und Kohlendioxid CO 2 ). Generell ist zu verhindern,
dass es im Endlager durch Korrosionsgasbildung und die stattfindenden
Gasflüsse zu Gasdrücken kommt, die deutlich über dem lithostatischen Druck liegen,
wobei noch zu berücksichtigen ist, dass durch Kompaktion des Salzgruses
das Gas zusätzlich komprimiert wird. Ansonsten besteht die Gefahr, dass die Aufreißfestigkeit
des Steinsalzes, d. h. die mechanische Zugspannung, die das Gestein
noch rissfrei aufnehmen kann, überschritten wird und in der Folge weitreichende
Wegsamkeiten (Fracs) für Lösungen und Gase im umgebenden Gestein
entstehen, die über den einschlusswirksamen Gebirgsbereich hinausreichen. Weiterhin
können Gasdrücke im Endlager den Transport von gelösten oder gasförmigen
Radionukliden, die aus den Abfällen freigesetzt wurden, antreiben.
Der Kontakt von Wasser mit den radioaktiven Abfällen führt in den Behältern zu
Lösungsvorgängen und hiermit verbunden zur Freisetzung von Radionukliden, deren
Ausmaß von der Beschaffenheit der Abfälle, der verfügbaren Lösungsmenge
sowie dem geochemischen Milieu abhängt. Bezüglich einer umfassenden Darstellung
der einzelnen Prozesse, die zur Radionuklidlösung führen, wird auf den FEP-
Katalog des Vorhabens VSG /WOL 12b/ verwiesen. Weiterhin beeinflusst die Anwesenheit
von Wasser durch die Korrosion der Brennelemente die Mobilisierung
von gasförmigen Radionukliden aus der sogenannten instant release fraction (IRF),
einem leicht löslichen Spaltproduktanteil (z. B. Spaltgase, 137 Cs, 135 Cs und 129 I), der
sich im Ringspalt und Plenum des Brennstabs sowie auf Bruchflächen und Korngrenzen
des Kernbrennstoffes befindet (vgl. hierzu /LAR 13/).
Aus den oben angeführten Gründen dient die Minimierung der Wassergehalte in den
Abfällen sowohl dem Schutz der geologischen Barriere in der näheren Umgebung des
Endlagerbergwerks (Komponente C) als auch der Minimierung der Freisetzung von
Radionukliden in gasförmiger oder gelöster Form.
Die im Vorhaben VSG angesetzten Wassergehalte der einzelnen Abfalltypen − bezogen
auf den jeweilig verwendeten Behältertyp − sind in Tab. 5.5 angegeben. Hierbei
handelt es sich um mobile Wassergehalte, also solche, die tatsächlich für die oben
92

eschriebenen Reaktionen zur Verfügung stehen und nicht im Beton gebunden sind
oder als Kristallwasser vorliegen.
Die Behälter der bestrahlten Brennelemente aus Leistungs-, Forschungs- und Prototypreaktoren
weisen sehr geringe Restwassergehalte auf. Bei der Ableitung dieser
Werte konnte beispielsweise davon ausgegangen werden, dass spätestens während
des Beladens eines POLLUX ® -10-Behälters mit heißen Brennelementen die bis dahin
vorhandene Restfeuchte soweit verdampft, dass die verbleibende Restfeuchte in etwa
der Luftfeuchtigkeit entspricht.
Tab. 5.5
Mobile Wassergehalte pro Behälter für das Einlagerungskonzept AB1
(Streckenlagerung, s. Kap. 5.1.2.1, aus /LAR 13/)
Abfallart
Behältertyp
Behälteranzahl
Mobiler Wassergehalt
pro Behälter
[kg]
Brennelemente aus Leistungsreaktoren
Radioaktive Abfälle aus
der Wiederaufarbeitung
POLLUX ® -10
POLLUX ® -9
2.120 0,06
906 1) 15,6 1)
Abfälle aus Forschungsund
Prototypreaktoren
CASTOR ® 511 0,12
Verpresste Strukturteile Gussbehälter Typ II 2.620 1,91
Urantails Stahlcontainer Typ VI 7.217 77,59
Graphitabfälle
Betonbehälter 2)
Gussbehälter Typ II
313
2.300
35,14
1)
2)
Sonstige radioaktive
Mischabfälle
Stahlcontainer Typ IV
Gussbehälter Typ II
Betonbehälter Typ I
1.695
1.150
800
506,19
47,73
20,125
Die eingebrachte Feuchte bezieht sich alleine auf die durch die CSD-C-Abfälle eingebrachte
Feuchtigkeit (0,5 Gew.-%) und wurde in /LAR 13/ modelltechnisch bedingt über alle Behälter, auch
CSD-B und CSD-V, homogenisiert.
Die Behälteranzahl bezieht sich auf die Angaben in /BOL 11/. In /BOL 12/ werden davon abweichend
2.300 Gussbehälter Typ II ohne Blei-Abschirmung genannt. Die Gesamtmasse an Feuchtigkeit
in den Abfällen ändert sich dadurch nicht.
Die Feuchtegehalte der CSD-C-Kokillen haben ihre Ursachen in den jeweiligen Wiederaufarbeitungsprozessen
und sind insoweit als nicht einheitlich anzunehmen. Es
93

wurde angenommen, dass die Kokillen die gleiche Feuchtigkeit (0,5 Gew.-%) wie die
verpressten Brennelement-Strukturteile enthalten. Eine signifikante sicherheitstechnische
Relevanz der Restfeuchten in den Behältern mit Wiederaufarbeitungsrückständen
hat sich weder aus den Ergebnissen der Integritätsanalysen der geologischen Barriere
noch aus denen der radiologischen Konsequenzenanalysen ergeben.
Die Restwassergehalte der verpressten Strukturteile der Brennelemente aus Leistungsreaktoren,
die auf überschlägigen Abschätzungen beruhen, haben sich im Rahmen
der radiologischen Konsequenzenanalyse als in der frühen Nachbetriebsphase
unter den in /LAR 13/ dargestellten Modellvorstellungen zur IRF als äußerst sensitiv für
die Mobilisierung gasförmiger Radionuklide aus der instant release fraction erwiesen.
Aus diesem Grund sollten die Restfeuchten im Rahmen zukünftiger Untersuchungen
möglichst genau bestimmt und ggf. durch Konditionierungsmaßnahmen (Trocknen)
weiter reduziert werden.
Bei den sonstigen vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfällen (Urantails, graphithaltige
Abfälle und sonstige Mischabfälle) ist zu berücksichtigten, dass die ermittelten
Feuchtemengen in der Regel ebenfalls nur auf groben Abschätzungen beruhen, da
keine belastbaren Aussagen zu den stofflichen Charakteristika und somit auch nicht zu
den Feuchtemengen in Abfällen und Behältern vorlagen /PEI 11b/. In der Regel wurden
wie bei den Strukturteilen massenbezogene Restfeuchten von 0,5 % angesetzt.
Fazit:
Als Quintessenz der vorangegangenen Ausführungen lässt sich ableiten, dass die mit
den Maßnahmen M8 und M16 verbundene Anforderung der Minimierung der Restfeuchte
als erfüllt angesehen werden kann, soweit dies die wärmeentwickelnden Abfälle
betrifft und diese Anforderung an die Konditionierung zukünftig qualitätsgesichert
umgesetzt wird. Bei den vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfällen kann diese
Aussage aufgrund bestehender Ungewissheiten nicht getroffen werden. Da sich die
Restfeuchtegehalte in den Abfallbehältern als sehr sensitive Einflussgröße insbesondere
für die Freisetzung volatiler Radionuklide gezeigt hat (vgl. Kap. 5.2.3 und /LAR 13/)
wird (unabhängig von dem Entsorgungsweg) empfohlen, diese Abfälle so zu konditionieren,
dass möglichst geringe Restfeuchten verbleiben. Dies kann zum Beispiel durch
Trocknung oder bei einem Teil der Mischabfälle durch Veraschung geschehen. Weiterhin
sollte der Restfeuchtegehalt eines Abfallgebindes verlässlich bestimmt und deklariert
werden.
94

Maßnahme M15: Begrenzung der Temperaturen im Hauptsalz auf 200 °C
Diese Maßnahme zielt auf die thermische Auslegung des Endlagerbergwerks ab. Die
Begrenzung der Maximaltemperaturen im Endlagerbergwerk, die der Vermeidung negativer
Veränderungen der Abfälle (verringerte Stabilität der Brennstäbe bzw. Umwandlung
des Glaskörpers bei den CSD-V) sowie der Vermeidung der Kristallwasserfreisetzung
im Carnallitit dient, kann durch die Kombination mehrerer
Einzelmaßnahmen erreicht werden:
1. durch entsprechend gewählte Abstände zwischen den Einlagerungsstrecken bzw.
der Einlagerungsbohrlöcher,
2. durch entsprechend gewählte Abstände zwischen den Behältern innerhalb einer
Einlagerungsstrecke bzw. innerhalb eines Einlagerungsbohrloches,
3. durch die Beladungsdichte eines Behälters,
4. durch die Abklingzeit, beispielsweise durch die Zeitspanne zwischen der Entnahme
eines Brennelements aus dem Reaktorkern und seiner Einlagerung im Endlagerbergwerk
oder durch die Zwischenlagerzeit eines verglasten Abfallgebindes,
5. durch die Anordnung (Mischung) stark und weniger stark wärmeentwickelnder Abfälle
in einem gemeinsamen Einlagerungsfeld 16 .
Aus der Einzelmaßnahme 4 ergeben sich Anforderungen an die wärmeentwickelnden
Abfälle bezogen auf die Mindestdauer der Zwischenlagerung. Bei der thermischen
Auslegung der konzipierten Endlagerbergwerke, die im Abschlussbericht /BOL 12/ dokumentiert
ist, wurde die Kombination der oben genannten Einzelmaßnahmen im Sinne
der Einhaltung der oben angeführten Temperaturvorgabe optimiert. Hieraus wurden
je nach Brennelementtyp erforderliche Zwischenlagerungszeiträume (bezogen auf den
Zeitpunkt der Entnahme aus dem Reaktor) zwischen < 5 Jahren für (WWER-
Brennelemente) und 49 Jahren für eine Kombination einer Behälterbeladung von
DWR- und Mischoxid(MOX)-Brennelementen im Verhältnis von 89 zu 11 ermittelt 17 .
16 Diese Maßnahme wurde im Vorhaben VSG nicht verfolgt, da sie der sicherheitskonzeptionellen Forderung
nach räumlicher Trennung der Abfallarten widerspricht (vgl. Maßnahme M11, Kap. 5.1.2.3).
17 Für die Einlagerung von MOX-Brennelementen, die im Vergleich zu UO 2 - Brennelementen eine höhere
und erheblich langsamer abklingende Wärmeleistung aufweisen, wurde in /BOL 12/ für DWR-Brennelemente
eine Behälterbeladung vorgegeben, die zum überwiegenden Anteil aus UO 2 -Brennstäben besteht
und zu einem geringen Anteil aus denen der MOX-Brennelementen. Das in im Vorhaben VSG
verwendete Verhältnis in der Behälterbeladung von 89 % UO 2 -Anteil und 11 % MOX-Anteil entspricht
dem Mischungsverhältnis, welches sich aus dem Verhältnis der Gesamtmengen von DWR-UO 2 -Brennelementen
und DWR-MOX- Brennelementen ableitet.
95

Für verglaste wärmeentwickelnde Rückstände aus der Wiederaufarbeitung wurden
erforderliche Zwischenlagerungszeiten von minimal 28 Jahren berechnet /BOL 12/.
Fazit:
Es wird eingeschätzt, dass diese Zwischenlagerzeiten in der Praxis realisiert werden
können. Insofern wird davon ausgegangen, dass die die wärmeentwickelnden Abfälle
betreffenden Anforderungen der Maßnahme M15 umsetzbar sind.
Maßnahme M17: Kritikalitätsausschluss
Auch diese Maßnahme stellt Anforderungen an die Eigenschaften der radioaktiven
Abfälle bzw. an die Abfallbehälter. Wie jedoch bereits in Kapitel 4.1.2 erwähnt, wurden
die unter M17 geforderten Analysen bereits im Vorfeld des Vorhabens VSG für verschiedene
Endlagerbehälter durchgeführt, so dass im Rahmen des Vorhabens VSG
nur die zugehörigen Nachweise für den Kritikalitätsausschluss durchgeführt wurden
/MÖN 12/. Insofern wird dieser Aspekt im Zusammenhang mit dem Nachweis des Kritikalitätsauschlusses
in Kapitel 5.2.4 behandelt.
5.1.2 Endlagerbergwerke
5.1.2.1 Auffahrungs- und Einlagerungskonzepte
Aus den im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepten resultieren Bergwerk-
Layouts, die durch das jeweilige Auffahrungs- und Einlagerungskonzept sowie das Verfüll-
und Verschlusskonzept charakterisiert werden. Da das Verfüll- und Verschlusskonzept
die Verschlusskomponenten Schacht-, und Streckenverschlüsse bzw. Versatz
betrifft, wird es zusammenfassend in Kapitel 5.1.4 beschrieben.
Im Sicherheits- und Nachweiskonzept des Vorhabens VSG wird in Übereinstimmung
mit den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ gefordert, dass bis zum Verschluss der
Schächte eine Rückholung von Abfallbehältern mit wärmeentwickelnden Abfällen gewährleistet
sein muss. Folglich beinhalten die im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte
auch Strategien zur Rückholung wärmeentwickelnder Abfälle in Abhängigkeit
von den jeweils konzipierten Einlagerungsvarianten. Im Nachfolgenden wird
zunächst ein kurzer Überblick zu innerhalb des Vorhabens VSG entwickelten Auffah-
96

ungs- und Einlagerungskonzepten gegeben. Bezüglich weitergehender Informationen
zu Hohlraumgeometrien und -dimensionen, Einlagerungstechnik, infrastrukturellen Anlagen
oder Betriebsführung sei auf die entsprechenden VSG-Abschlussberichte
/BOL 11/ und /BOL 12/ verwiesen.
Wie in Kapitel 3.4.1 erwähnt, wurden im Vorhaben VSG Konzepte für die Einlagerung
aller wärmeentwickelnden radioaktiven Abfälle in einem Endlagerflügel nordöstlich der
Schächte Gorleben 1 und 2
in horizontalen Strecken (Variante B1),
in Transport- und Lagerbehältern in horizontalen Bohrlöchern (Variante B2) sowie
in tiefen, vertikalen Bohrlöchern (Variante C),
jeweils in Kombination mit der optionalen Einlagerung von Abfällen mit vernachlässigbarer
Wärmeentwicklung in horizontalen Einlagerungskammern in einem Endlagerflügel
südwestlich der Schächte (Variante A) entwickelt. Allen Einlagerungsvarianten gemein
ist, dass
der Zugang zu dem jeweiligen Endlagerbergwerk von über Tage aus über die beiden
bestehenden Tagesschächte Gorleben 1 und 2 erfolgt, an die sich südlich ein
Infrastrukturbereich mit einem Gesamtvolumen von etwa 110.000 m³ anschließt,
die Auffahrung der jeweils erforderlichen Einlagerungsfelder in einer Teufe von
870 m u. GOK, d. h. 30 m unterhalb des derzeitigen Erkundungsbergwerks, im
Zentralteil des Salzstockes erfolgt,
die für die Infrastruktur der Einlagerung erforderlichen Richtstrecken und Querschläge
in Richtung Nordosten für die wärmeentwickelnden Abfälle und bestrahlten
Brennelemente und für die vernachlässigbar wärmeentwickelnden radioaktiven Abfälle
in Richtung Südwesten aufgefahren werden (vgl. Abb. 5.1),
eine räumliche Trennung der Abfallarten derart erfolgt, dass die vernachlässigbar
wärmeentwickelnden Abfälle (Uran-Tails, graphithaltige Abfälle sowie sonstige
Mischabfälle) in einem Endlagerflügel südwestlich der Schächte (Westflügel) und
die wärmeentwickelnden Abfälle (einschließlich der Brennelement-Strukturteile und
der CSD-B/CSD-C Abfälle aus der Wiederaufarbeitung) nordöstlich der Schächte
(Ostflügel) einzulagern sind,
97

estehende Salzrechte nicht berücksichtigt wurden; die Planung der Einlagerungsbereiche
und die Wahl der Streckenführungen erfolgte allein nach berg- und sicherheitstechnischen
Maßstäben auf Grundlage des BGR-Arbeitsmodells zum
strukturellen Aufbau des Salzstocks Gorlebens /BFS 90/.
Abb. 5.1
Position von Schächten, Infrastrukturbereich, Richtstrecken und Querschlägen
im schachtnahen Bereich (Beispiel optimiertes Streckenlagerungskonzept),
aus /BOL 12/
Entsprechend den konzipierten Einlagerungsvarianten unterscheiden sich die Einlagerungskonzepte:
Für radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, die im Rahmen
der Planungen als Option mit betrachtet wurden, wurde die Einlagerung in Kammern
geplant (Variante A). Dementsprechend wurde im Westflügel ein Einlagerungsbereich
mit insgesamt drei Feldern, jeweils eines für Uran-Tails, graphithaltige Abfälle und
sonstige Mischabfälle, vorgesehen. Bei dem in Abb. 5.2 dargestellten Endlager-Layout
handelt es sich um das im Hinblick auf einen möglichst geringen Flächenbedarf optimierte
Endlagerkonzept des Westflügels.
98

Die Einlagerungskonzeption sieht eine getrennte Einlagerung der drei Abfalltypen in
verschiedenen Feldesteilen vor:
West 1 für 7.217 Stahlblechcontainer Typ VI für Uranoxid (U 3 O 8 ),
West 2 für 1.695 Stahlblechcontainer Typ IV, 1.150 Gussbehälter Typ II ohne Blei-
Abschirmung und 800 Betonbehälter Typ I aus Normal- und aus Schwerbeton für
vernachlässigbar wärmeentwickelnde Mischabfälle,
West 3 für 2.300 Gussbehälter Typ II ohne Blei-Abschirmung für graphithaltige Abfälle.
In der Kombination mit den nachfolgend beschriebenen Varianten zur Einlagerung
wärmeentwickelnder Abfälle und Brennelement-Strukturteilen bleibt das Endlagerkonzept
zur Variante A stets unverändert.
Abb. 5.2
Variante A: Optimierte Einlagerungsfelder (West 1 bis West 3) für radioaktive
Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung im Westflügel, aus
/BOL 12/
Im Fall der Streckenlagerung wärmeentwickelnder Abfälle (Variante B1) erfolgt planerisch
eine Auffahrung der erforderlichen Einlagerungsfelder ausgehend von südwest-nordost
verlaufenden Richtstrecken und den davon in einem Winkel von 120°
abzweigenden Querschlägen. Ausgehend von den Abfallmengengerüsten, die sich aus
99

dem Beschluss zum Ausstieg aus der Kernenergienutzung ergeben, und den Ergebnissen
von im Vorhaben VSG durchgeführten thermischen Auslegungsrechnungen zur
Bestimmung der zur Einhaltung einer thermischen Auslegungstemperatur von maximal
200 °C erforderlichen Behälter- und Streckenabstände 18 werden zwölf Einlagerungsfelder
mit selbstabschirmenden Endlagerbehältern benötigt /BOL 12/ ( Abb. 5.3).
Bezüglich ihrer Beladung mit verschiedenen Behältertypen teilen sich die Felder wie
folgt auf:
Ost 1 für 511 CASTOR ® -THTR/AVR/KNK, CASTOR ® MTR 2 und 102 POLLUX ® -9
(CSD-B/C)
Ost 2 für 389 POLLUX ® -9 (CSD-B/C) und 165 POLLUX ® -9 (CSD-V)
Ost 3 für 250 POLLUX ® -9 (CSD-V) und 58 POLLUX ® -10
Ost 4 bis 11 für 1894 POLLUX ® -10 und
Ost 12 mit 168 POLLUX ® -10 und 2.620 Gussbehälter Typ II
Alternativ zur Endlagerung bestrahlter Brennelemente und wärmeentwickelnder radioaktiver
Abfälle in POLLUX ® -Behältern wurde im Vorhaben VSG auch die direkte Endlagerung
von bestrahlten Brennelementen und Wiederaufarbeitungsabfällen in Transport-
und Zwischenlagerbehältern (Typ CASTOR ® ; Variante B2) in einer
Differenzbetrachtung zur Streckenlagerung von POLLUX ® -Behältern untersucht. In
diesem Konzept wird die Einlagerung der Transport- und Lagerbehälter in horizontalen
Streckenstummeln vorgesehen, die jeweils westlich und östlich der Querschläge abzweigen
(Abb. 5.4).
Der Flächenbedarf wird in etwa so groß eingeschätzt, wie der für die Streckenlagerung
von POLLUX ® -Behältern (Variante B1). Die erforderlichen Zwischenlagerzeiten (bezogen
auf den Zeitpunkt der Entladung aus dem Reaktor) bewegen sich dabei im Bereich
von 40 bis 45 Jahren bei der Einlagerung von Brennelementen und bei 65 bis 70 Jahren
bei der Einlagerung von verglasten Abfällen aus der Wiederaufarbeitung.
18 Ausgehend von einer Zwischenlagerzeit von ca. 50 Jahren /BOL 12/.
100

Abb. 5.3
Variante B1: Einlagerungsfelder (Ost 1 bis 12) für die Streckenlagerung von
wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen und Brennelement-Strukturteilen
im Ostflügel, aus /BOL 12/
Abb. 5.4
Variante B2: Einlagerungsfeld für 70 Transport und Lagerbehälter, aus
/BOL 12/
101

Im Fall der Bohrlochlagerung wärmeentwickelnder Abfälle (Variante C) erfolgt konzeptionell
die Einlagerung von bestrahlten Brennelementen und wärmeentwickelnden
Abfällen in vertikalen, bis zu 300 m tiefen Bohrlöchern (mit 0,6 m Durchmesser), die für
eine Rückholung verrohrt werden /NSE 12/. Die Beladung der Bohrlöcher erfolgt durch
eine Einlagerungsmaschine von Überfahrungsstrecken aus, die die nördliche und die
südliche Richtstrecke verbinden. Die Überfahrungsstrecken weisen einen Mindestquerschnitt
von rund 40 m² auf. Direkt über den Bohrlöchern wird dieser in Abhängigkeit
von der Größe der Bohranlage und der Technik zum Einbau der Verrohrung und
der Einlagerungstechnik um wenige m² erweitert.
Innerhalb des Vorhabens VSG wurden Rückholungskonzepte für die verschiedenen
Varianten der Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle entwickelt (vgl. Kap. 5.1.2.2).
Als Konsequenz erfolgt die Einlagerung von bestrahlten Brennelementen und wärmeentwickelnden
Abfällen mittels rückholbarer Brennstabkokillen (BSK-R) bzw. modifizierter
Triple Packs in verrohrten Bohrlöchern. Da die Kokillen nicht selbstabschirmend
sind, wird ein innerbetrieblicher Transport in selbstabschirmenden Transferbehältern
bis zum Ablassen der Kokille in das Bohrloch unterstellt.
Auf Basis der Ergebnisse der thermischen Auslegungsrechnungen werden für die Kokillen
mit wärmeentwickelnden Abfällen und bestrahlten Brennelementen 19 im Ostflügel
des Salzstockes Gorleben insgesamt drei Einlagerungsfelder (s. Abb. 5.5) mit Überfahrungsstrecken
für verrohrte, bis zu 300 m tiefe Bohrlöcher benötigt. Jedes Bohrloch
wird mit jeweils maximal 50 BSK-R 20 (bestrahlte Brennelemente/Strukturteile) respektive
Triple-Pack (Wiederaufarbeitungsrückstände) gefüllt.
Im Einlagerungskonzept zur Variante C werden die drei Feldesteile folgendermaßen
beladen:
Feld Ost 1: 1.471 Triple-Pack CSD-B und -C, 290 Kokillen THTR/AVR, KNK und
MTR 2 und 600 Triple-Pack-HAW-Kokillen
Feld Ost 2: 645 Triple-Pack-HAW-Kokillen und 4650 BSK-R
Feld Ost 3: 2.418 BSK-R und 874 BSK-R mit Brennelement-Strukturteilen
19 Ausgehend von einer Zwischenlagerzeit von ca. 50 Jahren /BOL 12/.
20 BSK-R: Brennstabkokille-Rückholbar
102

Abb. 5.5
Variante C: Bohrlochlagerung von Endlagerbehältern mit wärmeentwickelnden
radioaktiven Abfällen sowie Brennelement-Strukturteilen im
Ostflügel des Salzstockes, aus /BOL 12/
Fazit:
Zusammenfassend ist festzustellen, dass keine grundlegenden Zweifel an der technischen
Umsetzbarkeit der im Vorhaben VSG entwickelten Auffahrungs- und Einlagerungskonzepte
bestehen. In die Entwicklung der Endlagerkonzepte flossen die Ergebnisse
jahrzehntelanger Forschung und Entwicklung zur technischen Ausgestaltung der
Endlagerung von radioaktiven Abfällen im Steinsalz allgemein (z. B. /DBE 89/) sowie
aus dem konventionellen Salzbergbau ein. Dies gilt auch für die in diesem Bericht nicht
aufgegriffenen Aspekte des Endlagerbetriebes, der Betriebssicherheit und des betrieblichen
Strahlenschutzes, die ausführlich in /BOL 11/ und /BOL 12/ beschrieben sind.
Auch die Einschätzung der betrieblichen Machbarkeit der entwickelten Endlagerkonzepte,
die im Arbeitspaket 12 vorgenommen wurde, ergab keine grundlegenden Zweifel
an der Machbarkeit und Umsetzbarkeit der entwickelten Endlagerkonzepte aus betriebssicherheitlicher
Sicht /PEI 12/.
Obenstehendes bedeutet jedoch nicht, dass sämtliche, im Rahmen des Vorhabens
VSG entwickelten technischen Konzepte bereits heutzutage Genehmigungsreife aufweisen.
Insbesondere zu folgenden Aspekten wird zukünftiger Entwicklungsbedarf gesehen:
Endlagerbehälter: Für die zu berücksichtigende Art und Menge von wärmeentwickelnden
radioaktiven Abfällen wurden in der Konzeption Endlagerbehälter unterstellt,
die geeignet sind, die an sie gestellten Anforderungen zu erfüllen. Für keinen
dieser Behälter gibt es bisher genehmigungsreife Planungen oder bereits erteilte
103

Zulassungen. Insofern wird es als notwendig angesehen, die Behälter bis zur Genehmigungsreife
weiterzuentwickeln. Der Entwicklungsbedarf betrifft neben den
Aspekten der Betriebssicherheit und des betrieblichen Strahlenschutzes den
Nachweis der technischen Machbarkeit einer Rückholung während der Betriebsphase
und der Handhabbarkeit über einen Zeitraum von 500 Jahren nach Endlagerverschluss
im Sinne der in den Sicherheitsanforderungen des BMU geforderten
Bergbarkeit /BMU 10a/.
Transport- und Einlagerungstechnik Streckenlagerung: Die prinzipielle technische
Machbarkeit von Transport- und Einlagerungstechniken für Endlagerbehälter
für wärmeentwickelnde Abfälle konnte für die Variante B1 (Streckenlagerung von
POLLUX ® -Behältern) und Variante C (Brennstabkokillen) im Rahmen von Demonstrationsversuchen
in übertägigen Anlagen gezeigt werden /BOL 11/. Die Zulässigkeit
der Übertragung aller dabei erzielten Ergebnisse auf die untertägigen
Bedingungen in einem Endlagerbergwerk unter Beachtung aller sinngemäß anzuwendender
Anforderungen aus dem kerntechnischen Regelwerk ist jedoch zu zeigen
und wäre durch gezielte Demonstrationsprogramme zu überprüfen.
Endlagerung von Transport- und Lagerbehältern: Für den Transport und die
direkte Einlagerung von Transport- und Lagerbehältern (Typ CASTOR ® ) bestehen
nur konzeptionelle Planungen. Derzeit gibt es keine Schachtförderanlage, die in der
Lage ist, 160 Mg schwere Behälter nach unter Tage zu fördern. Ebenso ist der
Transport im Bergwerk sowie die Einlagerung unter Bergbaubedingungen zunächst
übertägig und in der Folge untertägig zu demonstrieren. Insgesamt muss die
Machbarkeit und Genehmigungsfähigkeit eines solchen Einlagerungskonzeptes im
Rahmen zukünftiger Planungen und Demonstrationsprojekten nachgewiesen werden.
Gleiches gilt für die Demonstration der Rückholbarkeit von Transport- und Lagerbehältern
während der Betriebsphase eines Endlagers.
Einlagerung in tiefen Bohrlöchern: Bei der Endlagerung von rückholbaren Kokillen
in bis zu 300 m tiefen Bohrlöchern wird aus technischer Sicht Neuland beschritten.
Um die Machbarkeit und Genehmigungsfähigkeit nachzuweisen, wird es als erforderlich
angesehen, konkrete Anforderungen an die Präzision der
Bohrlochausführung sowie deren technischen Ausbau (Verrohrung) aus betrieblichen
Sicherheitsanalysen abzuleiten und ihre Umsetzbarkeit unter realen Bedingungen
einschließlich der Berücksichtigung der Rückholbarkeit der Kokillen
(vgl. Kap. 5.1.2.2) zu erproben bzw. zu demonstrieren.
104

5.1.2.2 Rückholungskonzepte
In den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ wird gefordert, dass der Aspekt
der Rückholbarkeit von Behältern mit radioaktiven Abfällen bis zum Verschluss des
Endlagers bei der Planung der Einlagerungs-, Verfüll- und Verschlusskonzepte sowie
der Betriebsführung zu berücksichtigen ist. Da sich der materielle Gültigkeitsbereich
der Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ ausschließlich auf die Endlagerung
von wärmeentwickelnden Abfällen erstreckt, beziehen sich die entsprechenden Forderungen
folglich nicht auf die im Westflügel eingelagerten Abfälle mit vernachlässigbarer
Wärmeentwicklung (Variante A). Die Entwicklung von Rückholungskonzepten betrifft
somit ausschließlich alle wärmeentwickelnden Abfälle, deren Einlagerung planerisch im
Vorhaben VSG bei allen Varianten (B1, B2, C) im Ostflügel der Endlagerbergwerke
vorgesehen ist.
Im Vorhaben VSG, welches sich erstmalig in Konzeptstudien mit der auch in Deutschland
geforderten Rückholbarkeit auseinandergesetzt hat, wurde bei der Entwicklung
der Rückholungskonzepte als Prämisse davon ausgegangen, dass sämtliche wärmeentwickelnden
radioaktiven Abfälle insgesamt rückzuholen sind. Diese Prämisse impliziert,
dass bei der Neuauffahrung des jeweiligen Endlagerbergwerks zum Zwecke der
Rückholung keine Rücksicht auf den Integritätserhalt der geologischen Barriere in der
Umgebung der Einlagerungsbereiche zu nehmen ist 21 . Bei jeder der konzipierten Einlagerungsvarianten
sind für die Rückholung der Abfallbehälter aus dem versetzten
Endlager prinzipiell neue Auffahrungen erforderlich.
Die im Vorhaben VSG entwickelten konzeptionellen Rückholungskonzepte zielen darauf
ab, dass die Rückholung der Endlagerbehälter weitestgehend durch Umkehrung
des Einlagerungsprozesses erfolgt. Dabei sollen soweit möglich Techniken eingesetzt
werden, die bereits bei der Einlagerung vorgesehen sind.
21 Hieraus resultiert sicherheitskonzeptionell ein gewisser Widerspruch: Der materielle Gültigkeitsbereich
der Sicherheitsanforderungen des BMU beschränkt sich ausschließlich auf wärmeentwickelnde Abfälle.
Folglich wurden die Rückholungskonzepte im Vorhaben VSG nur für diese Abfallgruppe entwickelt. Unter
der Annahme, dass die Gesamtheit dieser Abfälle ohne Rücksicht auf die Integrität der geologischen
Barriere in der Umgebung der Endlagerbergwerke im Ostflügel zurückgeholt werden müssen, stellt sich
die Frage, ob und wie unter diesen Randbedingungen der langfristig sichere Einschluss der verbleibenden
vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle im Westflügel realisiert werden kann.
105

Die wesentlichen Prozessschritte der Rückholung, die für alle Einlagerungsvarianten
wärmeentwickelnder Abfälle gelten, sind:
Wiederauffahren von versetzten Richtstrecken und Querschlägen,
Auffahren von durchschlägigen Rückholstrecken parallel zu den versetzten Einlagerungsstrecken
bei der Streckenlagerung oder Aufwältigen der Überfahrungsstrecken
bei der Bohrlochlagerung,
Kühlung der aufgefahrenen Rückholfelder.
Die weiteren Rückholungsmaßnahmen unterscheiden sich je nach gewählter Einlagerungsvariante.
Bei der Streckenlagerung von wärmeentwickelnden Abfällen und bestrahlten
Brennelementen in POLLUX ® -Behältern bzw. Transport und Lagerbehältern
erfolgen die Maßnahmen:
Freilegen der Endlagerbehälter,
Ziehen der Endlagerbehälter auf eine Rückholstrecke,
Aufnahme und Transport der Endlagerbehälter unter und über Tage.
Die grundsätzliche Machbarkeit einer Rückholung wurde im Ergebnis der Studie
/ENG 95/ für eingelagerte POLLUX ® -Behälter bestätigt. Für die Transport- und Lagerbehälter
(z. B. CASTOR ® -V/19 oder V/52) gilt diese Aussage sinngemäß. Der Zeitbedarf
zur Rückholung umfasst ca. 40 Jahre. Vergleichbare Überlegungen wurden auch
für die Rückholung von Transport- und Lagerbehältern (Variante B2) angestellt. Weitere
Informationen zur Reihenfolge der Rückholung aus den einzelnen Feldesteilen, zur
Auslegung der Bewetterung sowie zum zeitlichen Ablaufplan der Rückholung können
dem Arbeitspaket-Abschlussbericht /BOL 12/ entnommen werden.
106

Die im Rahmen des Vorhabens VSG durchgeführten Untersuchungen ergaben, dass
im Gegensatz zur Streckenlagerung bei der Bohrlochlagerung von wärmeentwickelnden
Abfällen und bestrahlten Brennelementen in Kokillen gegenüber früheren Endlagerkonzepten
umfangreiche Änderungen der Einlagerungstechnik sowie der Auslegung
der Endlagerbehälter erforderlich sind. Konkrete Einzelheiten zu dem
technischen Rückholungskonzept für die Bohrlochlagerung enthält /NSE 12/. Im Einzelnen
betreffen die Änderungen:
Die Bohrlochkonfiguration: Die im Vorhaben VSG durchgeführten Untersuchungen
zur Rückholbarkeit ergaben, dass eine Rückholung von Kokillen aus unverrohrten
Bohrlöchern aufgrund der enormen Mantelreibungskräfte und bei einer Abweichung
der Bohrlochachse aus der Lotrechten technisch nicht möglich ist.
Infolgedessen wurde im Vorhaben VSG der Einsatz einer Bohrlochverrohrung (Liner)
konzipiert. Die rechnerisch ermittelte notwendige Wandstärke der Verrohrung
von 50 mm ist gegen die zu erwartenden Gebirgsdrücke ausgelegt. Die Bohrlochverrohrung
wird durch Verschweißen oder Verschrauben einzelner Abschnitte in
einer Gesamtlänge von 300 m ausgeführt. Sie weist einen Innendurchmesser von
620 mm auf und besitzt am unteren Ende einen halbkugelförmigen verschweißten
Verschluss. Im Wechsel mit der Beladung des Bohrlochs mit rückholbaren Kokillen
(s. u.) wird der verbleibende Ringspalt zwischen Kokillenaußenwand und der Innenwand
der Verrohrung mit einem dauerhaft rieselfähigen Versatzmaterial (z. B.
Quarzsand) befüllt, um die thermische Anbindung an die Verrohrung und das anschließende
Gebirge zu gewährleisten.
Die Form der Kokillen: Die BSK-Behälter für Brennstäbe aus Leistungsreaktoren
sowie Triple Packs, die jeweils drei Kokillen mit Wiederaufarbeitungsrückständen
CSD-V/B/C aufnehmen, wurden hinsichtlich ihrer Rückholbarkeit optimiert. Dies betraf
einerseits die Modifikation der Form des Kokillendeckels (Steigung von 20°) um
bei Befüllung oder Rückholung das Abfließen des Versatzmaterials zu erleichtern.
Andererseits wurde die Kokillenwandung konisch, d. h. von oben nach unten sich
leicht verjüngend, ausgeführt um durch die Reduktion der Mantelreibung im Fall der
Rückholung das Ziehen der Kokille aus der Verrohrung zu erleichtern.
Die technische Ausgestaltung der Einlagerungsmaschine: Nach dem im Vorhaben
VSG entwickelten Rückholungskonzept soll die Rückholung der modifizierten
Kokillen durch die erneute Nutzung der bereits für die Beladung der Bohrlöcher
verwendeten Einlagerungsmaschine erfolgen. Für den Rückholvorgang soll diese
mit weiteren technischen Vorrichtungen ausgestattet werden. Hierzu gehören ein
107

Manipulator zur Tragpilzreinigung, eine Schwungmasse am Greifer zum Freirütteln
der Kokillen aus dem umgebenden Versatzmaterial sowie eine Absaugeinrichtung,
um die Kokillen unter Strahlenschutzbedingungen vom Versatzmaterial zu befreien.
Weitere Informationen zur Reihenfolge der Rückholung aus den einzelnen Feldesteilen,
zur Auslegung der Bewetterung, den einzelnen Handhabungsschritten sowie zum
zeitlichen Ablaufplan der Rückholung sind dem Arbeitspaket-Abschlussbericht
/BOL 12/ zu entnehmen.
Fazit:
Aus heutiger Sicht bestehen keine grundlegenden Zweifel an der technischen Umsetzbarkeit
der entwickelten Rückholungskonzepte. So kann für die Auffahrung der Rückholstrecken
prinzipiell die gleiche Technik wie beim Auffahren des Endlagerbergwerks
(z. B. Teilschnittmaschinen) eingesetzt werden. Für die POLLUX ® -Behälter wurde die
Machbarkeit der Rückholung bereits in einer Studie /ENG 95/ untersucht und als prinzipiell
gegeben bewertet. Sinngemäß lassen sich diese Ergebnisse auch auf Transport
und Lagerbehälter (z. B. CASTOR ® -V/19 oder V/52) übertragen, wobei hier allerdings
die erheblich höhere Masse zu berücksichtigen ist.
Auch im Fall der Rückholung von Kokillen aus 300 m tiefen Bohrlöchern baut das entwickelte
Konzept darauf, dass soweit wie möglich vorhandene Technologie eingesetzt
wird. Dies betrifft zum einen den Einsatz einer geringfügig modifizierten Einlagerungsmaschine
(s. o.), deren Funktionalität unter Übertagebedingungen in einem prototypischen
Versuchsstand im niedersächsischen Landesbergen demonstriert wurde
/FIL 10/. Zum anderen wurde bei der Konzeption des Abteufens und der Verrohrung
300 m tiefer Bohrlöcher gezeigt, dass die hierfür erforderlichen Technologien in der
Bohr- und Öl-Industrie bereits vorhanden sind.
Dennoch ist festzustellen, dass bis zur Genehmigungsreife der im Vorhaben VSG
erstmalig entwickelten Rückholungskonzepte noch deutlicher Forschungs- und Entwicklungsbedarf,
zum Teil aber auch regulatorischer Klärungsbedarf besteht. Dies betrifft:
die Definition von verbindlichen Kriterien zur Notwendigkeit einer Rückholung von
Abfallbehältern (vgl. Kap. 7.1.2),
108

die Untersuchung der Gebrauchstauglichkeit der im Vorhaben VSG vorgesehenen
Behälter im Hinblick auf ihre Rückholbarkeit (Kap. 7.2.2.2),
die Weiterentwicklung des Konzeptes zur Rückholung von Kokillen aus tiefen verrohrten
Bohrlöchern (Kap. 7.2.2.2),
den Nachweis der generellen Praxistauglichkeit des Rückholungsbetriebes
(Kap. 7.2.2.2).
5.1.2.3 Umsetzung der Anforderungen des Sicherheitskonzepts an die konzipierten
Endlagerbergwerke
Maßnahme M1: Minimierung des aufzufahrenden Gesamthohlraumvolumens des
Endlagerbergwerks, Einsatz gebirgsschonender Verfahren
Maßnahme M1 zielt insgesamt darauf ab, die Durchörterung der geologischen Barriere
(Komponente C) in der Umgebung des Endlagerbergwerks ebenso wie mechanische
Beanspruchungen im Zusammenhang mit der bergbaulichen Auffahrung des Bergwerks
auf das anstehende Salzgestein und damit auf die geologische Barriere so klein
wie möglich zu halten. Die Maßnahme leitet sich direkt aus den Sicherheitsanforderungen
des BMU (Abschnitt 8.2 in /BMU 10a/) ab. Übergeordnetes Ziel des Sicherheitskonzepts
(Kap. 4.1) ist die möglichst weitgehende Schonung der einschlusswirksamen
Eigenschaften der geologischen Barriere, die den Zutritt von Lösungen zu den Abfällen
bzw. den Transport von Radionukliden aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
(vgl. Kap. 5.2.5) so weit wie möglich unterbinden soll.
Bereits bei der Planung der initialen Endlagerkonzepte /BOL 11/ war ein wesentliches
Ziel, den unter Tage benötigten Flächen- und Hohlraumbedarf der Grubengebäude
durch eine entsprechende Planung von Streckenquerschnitten, Anzahl und Längen der
Strecken und sonstiger Grubenbaue auf das Notwendigste zu beschränken.
Im Rahmen der Endlagerauslegung und -optimierung /BOL 12/ wurden die Endlagerkonzepte
entsprechend der zwischenzeitlich getroffenen Entscheidung zum Ausstieg
aus der Nutzung der Kernenergie und der damit verbundenen Mengenreduzierungen
an DWR- und SWR-Brennelementen unter den gleichen Aspekten modifiziert. Ein weiteres
Optimierungsergebnis war eine weitere Minimierung der aufzufahrenden Hohlraumvolumina
im Bereich des Westflügels (Variante A) unter Nutzung einer erforderli-
109

chen Mindestpfeilerbreite zwischen Strecken und Kammern, die mindestens der doppelten
lichten Weite der breitesten von zwei Strecken entsprechen muss (Abb. 5.2).
Hierdurch wurden die Einlagerungsfelder West im Hinblick auf ihren Flächenbedarf
deutlich komprimiert.
Dem Gebot der Minimierung des aufzufahrenden Gesamthohlraumvolumens des Endlagerbergwerks
entsprechend wurde in /BOL 12/ auch eine einsöhlige Wetterführung
favorisiert, damit keine zusätzlichen Hohlräume (z. B. Wetterbohrlöcher zu einer zweiten
Wettersohle) aufgefahren werden müssen.
Fazit:
Insgesamt ist festzustellen, dass die Maßnahme M1 bei der Auslegung der Grubengebäude
auf konzeptioneller Basis umgesetzt wurde. Die Anzahl, Längen und Querschnitte
der Einlagerungsstrecken bzw. Einlagerungsbohrlöcher ergeben sich aus der
Anzahl und der Abmessungen der Behälter. Die Behälter- und Strecken- bzw. Bohrlochabstände
untereinander wurden als Ergebnis der thermischen Auslegungsrechnungen
ermittelt. Unter Berücksichtigung der im Vorhaben VSG vorgegebenen Begrenzung
der Maximaltemperatur im Steinsalz auf 200 °C handelt es sich um
Mindestabstände für die gewählten Behälterkonzepte. Die geplanten Querschnitte der
Richtstrecke Nord und der Querschläge von 24 m² orientieren sich an dem Platzbedarf
für gleisgebundene Transporttechnik und eines parallelen Fahrwegs. Sie wird weiterhin
maßgeblich durch die Querschnitte der zu transportierenden Behälter bestimmt. Im Fall
der Bohrlochlagerung gilt dies analog, wobei jedoch aufgrund des Platzbedarfs der
Einlagerungsmaschine die Querschnitte der nördlichen Richtstrecke sowie der Überfahrungsstrecken
deutlich größer sein müssen. Bei der südlichen Richtstrecke, die einen
Fahrweg und ein Transportband aufnehmen muss, reduziert sich in beiden Fällen
der Querschnitt auf ca. 23 m 2 .
In künftigen Optimierungsschritten können sicherheitstechnische Zielsetzungen, z. B.
eine Minimierung der Temperaturerhöhung im Salzstock oder am Salzspiegel oder für
eine noch schnellere Umschließung der Abfälle, von Bedeutung sein. Eine weitere
Hohlraumreduktion ist ggf. auch durch eine diesbezügliche zukünftige Optimierung der
untertägigen Transporttechnologie (z. B. Gleislosförderung) denkbar.
110

Abb. 5.6 Beispiel für eine Teilschnittmaschine (Westfalia-Luchs), aus /BOL 11/
Bereits bei der Planung der initialen Endlagerkonzepte /BOL 11/ wurde vorgesehen,
dass insbesondere abfallnahe Grubenräume gebirgsschonend hergestellt werden. So
sollen Bohr- und Sprengverfahren im Bereich der Einlagerungssohle nicht zum Einsatz
kommen. Die Konzeption der Auffahrung der gesamten Einlagerungssohle sieht stattdessen
den Einsatz von Teilschnittmaschinen vor, deren mit Meißeln bestückte
Schneidköpfe, die sich an beweglichen Auslegern befinden, das feste Salzgestein aus
dem Gebirge präzise ausfräsen können (Abb. 5.6).
Im Gegensatz zu Bohr- und Sprengverfahren werden hierdurch mechanische Beanspruchungen
der Gebirgskontur infolge von Erschütterungen und Druckbeanspruchungen
erheblich reduziert, wodurch die geologische Barriere geschont wird. Der Einsatz
von Teilschnittmaschinen wird auch für das Nachschneiden der Konturen bei der Instandhaltung
der Endlagerbergwerke (insbesondere der Richtstrecken) vorgesehen.
Fazit:
Der Einsatz von Teilschnittmaschinen im Salzbergbau ist Stand der Technik, diese
Verfahren kommen auch bei derzeitigen Endlagerprojekten im Steinsalz zum Einsatz.
Insofern wird die Maßnahme M1 als konzeptionell erfüllt und im Sinne einer zukünftigen
praktischen Realisierbarkeit als umsetzbar angesehen, ohne dass hierzu signifikanter
Entwicklungsbedarf gesehen wird. Der Einsatz schneidender Vortriebstechnologie
ist auch bei einer eventuellen Rückholung der wärmeentwickelnden Abfälle
vorzusehen.
111

Maßnahme M4: Einhaltung von Sicherheitsabständen zu den Tagesschächten und
den das Hauptsalz z2HS begrenzenden Salzschichten
Die Sicherheitsabstände zwischen den Einlagerungsbereichen und den Tagesschächten
ergeben sich vorwiegend aus der Notwendigkeit, letztere vor unzulässigen bergbaubedingten
und thermo-mechanischen Belastungen infolge der Wärmeentwicklung
der Abfälle zu schützen. Die Schächte Gorleben 1 und 2 wurden im, verglichen mit
dem Staßfurt-Steinsalz standfesteren, Leine-Steinsalz abgeteuft. Bei der Dimensionierung
der Radien der die beiden Schächte umgebenden Sicherheitspfeiler sind im
Bergbau zunächst die einschlägigen regulatorischen Anforderungen, z. B. die Allgemeine
Bergverordnung /ABU 66/, die einen Sicherheitspfeiler um Schächte von mindestens
50 m vorschreibt, zu beachten. Im Falle eines Endlagers für wärmeentwickelnde
radioaktive Abfälle ist weiterhin die Zusatzbelastung aus den thermomechanischen
Einwirkungen der Einlagerungsfelder mit wärmeentwickelnden Abfällen
zu berücksichtigen. Die hierfür erforderlichen Abstände können nur mit Hilfe von modellgestützten
thermischen Auslegungsrechnungen ermittelt werden.
Als erste Planungsgrundlage für die Entwicklung initialer Endlagerkonzepte im Arbeitspaket
5 /BOL 11/ wurde im Vorhaben VSG ein Abstand von ca. 300 m vom östlichen
Schacht 2 zum 1. Einlagerungsfeld für wärmeentwickelnde Abfälle im Ostflügel vorgegeben,
der nach /DBE 89/ als sicher ausreichend angesehen wird. Im Zuge der Auslegung
und Optimierung der Endlagerkonzepte in Arbeitspaket 6 wurden zum Nachweis
des schadlosen Wärmeeintrages in das umgebende Gebirge thermische Auslegungsrechnungen
durchgeführt, wobei auch die thermo-mechanischen Einwirkungen auf die
beiden Schächte untersucht wurde. Im Ergebnis wurde festgestellt, dass bei der Einhaltung
einer Mindestdistanz von 300 m zwischen dem schachtnächsten Einlagerungsfeld
mit wärmeentwickelnden Abfällen (Streckenlagerung: Feld Ost 12; Bohrlochlagerung:
Feld Ost 3) und dem östlichen Schacht 2
im Fall der Streckenlagerung an der Schachtachse Maximaltemperaturen von ca.
43 °C (Teufe 870 m, Abb. 5.7) und
im Fall der Bohrlochlagerung an der Schachtachse Maximaltemperaturen von ca.
47 °C (Teufe 870 m, Abb. 5.8)
nicht überschritten werden. Dabei liegen die aus der Wärmeentwicklung der radioaktiven
Abfälle resultierenden Temperaturerhöhungen unterhalb von 10° K /BOL 12/. Sie
liegen damit weit unterhalb des maximal zulässigen Temperaturanstiegs in den
112

Schacht- und Streckenverschlussbauwerken aus Sorel- bzw. Salzbeton, der nach
/MÜL 12a/ bei 35 K liegt.
Abb. 5.7
Zeitlicher Verlauf der Temperatur an den geplanten Verschlussstandorten
und entlang der Schachtachse im Fall der Streckenlagerung (Variante B1),
aus /BOL 12/
80
70
Temperatur [ °C ]
60
50
40
30
Dammstandort
Ost Mitte West Nord
Nord
Mitte
Süd
Schacht 2
Teufe
670m
766m
870m
0 1000 2000 3000 4000
Zeit [ a ]
Abb. 5.8
Zeitlicher Verlauf der Temperatur an den Streckenverschlüssen und
entlang der Schachtachse im Fall der Bohrlochlagerung (Variante C), aus
/BOL 12/
113

Fazit:
Aufgrund der geringen Maximaltemperaturen bzw. Temperaturdifferenzen ergibt sich,
dass bei dem gewählten Mindestabstand von 300 m zwischen wärmeentwickelnden
Abfällen und den Schächten aus thermo-mechanischer Sicht keine schädlichen Einwirkungen
auf die Schachtausbauten bzw. -fundamente zu besorgen sind, weshalb die
erste Teilforderung aus Maßnahme M4 als umgesetzt angesehen wird.
Die zweite Forderung, die sich aus der Maßnahme M4 ergibt, betrifft den Sicherheitsabstand
der Endlagerbergwerke zu Schichten außerhalb des Hauptsalzes. Dieser dient
der Gewährleistung einer ausreichend mächtigen geologischen Barriere im Hauptsalz
zwischen den Einlagerungsbereichen und solchen Schichten, die bezüglich ihrer Eigenschaften
heterogener und damit schwieriger zu charakterisieren bzw. bezüglich
ihrer Entwicklung schlechter zu prognostizieren sind. Dies betrifft zum Beispiel die an
das Hauptsalz angrenzenden Gesteinsschichten mit möglichen größeren Lösungsvorkommen
sowie potenziellen Fließwegen für Lösungen (z. B. Hauptanhydrit).
Auf Basis der umfangreichen Erfahrungen im Salzbergbau wurde zu Beginn des Vorhabens
VSG abgeleitet, dass ein Sicherheitsabstand in der Größenordnung von einigen
Zehner Metern ausreicht, um potenziell schädliche Einwirkungen der Schichten
außerhalb des Hauptsalzes (z. B. Lösungszutritte) für die einschlusswirksamen Eigenschaften
der geologischen Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche im
Nachweiszeitraum ausschließen zu können /MIN 10/. Bei der notwendigerweise iterativen
Vorgehensweise im Vorhaben VSG handelt es sich hierbei um einen anfangs angesetzten
„initalen einschlusswirksamen Gebirgsbereich“, bei dem vermutet wurde,
dass er die entsprechenden Anforderungen aus /BMU 10a/ erfüllen könnte. Erst nach
Abschluss der Integritätsanalysen und der radiologischen Konsequenzenanalyse konnte
der Erhalt der Einschlusswirksamkeit (Integrität) dieser Gebirgszone für den Nachweiszeitraum
belegt werden und der „endgültige“ einschlusswirksamen Gebirgsbereich
abgeleitet werden (vgl. im Sinne der Begründung Kap. 4.2.1 und zur Ausweisung des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs Kap. 5.2.5).
Für die Arbeiten im Vorhaben VSG wurde als Planungsgrundlage für die Entwicklung
der Endlagerkonzepte ein Mindestabstand von 50 m festgelegt, der an jeder Stelle der
konzipierten Endlagerbergwerke einzuhalten ist und dessen Dimensionierung bereits
Ungewissheiten bei der Detektion von geologischen Schichtgrenzen, der möglichen
114

Existenz von Klüften begrenzter Reichweite am Außenrand des Hauptsalzes sowie der
Ausdehnung der Auflockerungszone um die Grubenbaue berücksichtigt.
Wie aus Abb. 5.9 und Abb. 5.10 hervorgeht, orientiert sich die Kontur der konzipierten
Einlagerungsfelder für die Streckenlagerung (Variante AB1) und die Bohrlochlagerung
(Variante AC) an der Lage der Hauptanhydrit- (dunkelgrün) und Carnallitit-Vorkommen
(rot) im Übergangsbereich zwischen dem älteren und dem jüngeren Steinsalz. Zu diesen
Schichten und den beiden die Einlagerungsbereiche begrenzenden Richtstrecken
wird ein Abstand von 50 m eingehalten, in dem keinerlei Auffahrungen zulässig sind.
Auch im Fall der Variante AB2 (Einlagerung von Transport und Lagerbehältern) sind
neben bergbaulichen, maschinen- und sicherheitstechnischen Randbedingungen und
Anforderungen die Sicherheitsabstände zu Anhydrit- und Kaliflözen bestimmend für die
Größe eines Einlagerungsfeldes.
Abb. 5.9
Planerische Umsetzung des Sicherheitsabstandes (blau gestrichelte Linie)
im Fall der Einlagerungsvariante AB1 (Streckenlagerung)
115

Abb. 5.10 Planerische Umsetzung des Sicherheitsabstandes (blau gestrichelte Linie)
im Fall der Einlagerungsvariante AC (Bohrlochlagerung)
Auch die zweite Forderung der Maßnahme M4 wurde im Vorhaben VSG bei der Planung
der Endlagerbergwerke konzeptionell vollständig umgesetzt. Bezüglich der praktischen
Umsetzbarkeit der Sicherheitsabstände am Standort Gorleben steht dies unter
dem Vorbehalt, dass die planerischen Grundlagen für die Entwicklung der Endlagerkonzepte
dem tatsächlichen geologischen Internaufbau der Salzstruktur Gorleben entsprechen.
Die Planungsbasis bildete eine aus Erkundungsergebnissen für den Erkundungsbereich
EB 1 (Horizontalschnitte der 840 m und 880 m Sohle) und
Prognosemodellen von 1989 für alle anderen Erkundungsbereiche /BFS 90/ abgeleitete
geologische Karte für die Erkundungssohle in 840 m Teufe. Bei der Endlagerplanung
wurde diese auch für den Einlagerungshorizont (870 m Teufe) zugrunde gelegt,
weil es zwar keine vollständigen Erkundungsergebnisse für exakt diesen Horizont gibt,
jedoch angenommen werden kann (durch die sich vertikal wenig ändernden Eigenschaften
infolge des Salzstockaufstiegs), dass 30 m unterhalb der Erkundungssohle
keine wesentlich anderen geologischen Strukturen bestehen /BOL 11/. Dies bedeutet,
dass die für die Einpassung der Endlagerkonzepte verwendete Kartengrundlage zum
großen Teil auf geowissenschaftlichen Interpretationen der übertägigen Erkundungsergebnisse
zum Salzstock Gorleben beruht. Insofern kann eine abschließende Planung
der Endlagerkonzepte im Hinblick auf die zuverlässige Einhaltung realer Sicherheitsabstände
erst dann erfolgen, wenn die zur Verwirklichung der Strecken- bzw. Bohrloch-
116

lagerung erforderlichen Areale in ihrer Gesamtheit auch untertägig mit ausreichender
Zuverlässigkeit erkundet wurden.
Maßnahme M10: Einlagerungsstrategie: Minimierung des gleichzeitig aufgefahrenen
Hohlraumvolumens
Maßnahme M10 zielt darauf ab, während des Einlagerungsbetriebs unnötig lange
Standzeiten offener Hohlräume zu vermeiden und damit die Auswirkungen von Prozessen,
die zur Auflockerung der geologischen Barriere nahe der Hohlraumkontur führen,
zu minimieren. Ein weiteres Ziel ist, dass die Kompaktion des Salzgrusversatzes
bereits zu einem frühen Stadium ablaufen soll, damit der Einschluss der radioaktiven
Abfälle zu einem möglichst frühen Zeitpunkt erreicht werden kann. Insofern wird gefordert,
dass maximal nur das aus betrieblicher Sicht zur Abfalleinlagerung gleichzeitig
erforderliche Hohlraumvolumen aufgefahren wird und eine Einlagerungssektion (Strecke/Bohrloch)
nach vollständiger Beladung umgehend verfüllt und mit geeigneten geotechnischen
Maßnahmen gegen den restlichen Grubenraum verschlossen wird.
Beide Forderungen wurden bei der Konzeption der Endlagerkonzepte folgendermaßen
umgesetzt:
Die Hohlraumauffahrung, die Beladung und die Verfüllung erfolgt sequenziell streckenbzw.
bohrlochweise, d. h. es wird eine Einlagerungssektion jeweils einzeln aufgefahren,
verfüllt und verschlossen, eine gleichzeitige Beladung mehrerer Einlagerungssektionen
findet nicht statt. Bei der Planung des Einlagerungsregimes wurde davon ausgegangen,
dass pro Woche (bei fünf Arbeitsschichten) rechnerisch 1,8
POLLUX ® -10-Behälter eingelagert werden können /BOL 11/. Damit beträgt die offene
Standzeit einer Strecke, die mit maximal 28 Behältern beladen wird, knapp 16 Wochen,
wobei zu berücksichtigen ist, dass die Strecken im Rückbau zwar umgehend versetzt
werden, zur Entwicklung eines ausreichenden Stützdrucks nach Aufkriechen des Gebirges
auf den Salzgrusversatz aber einige Jahre vergehen können. Bei der Bohrlochlagerung
können rechnerisch in einer Woche ca. 5,8 Kokillen in ein Bohrloch eingelagert
werden, die erforderliche Zeit für die Beladung eines gesamten Bohrlochs mit max.
50 Kokillen beträgt damit etwa 9 Wochen. Aufgrund der vorliegenden Erfahrungen im
Salzbergbau wird sich dabei im Umfeld der Einlagerungshohlräume nur eine sehr begrenzte
Auflockerungszone ausbilden, die keine Relevanz für die Integrität der Steinsalzbarriere
besitzt.
117

Die Einlagerung erfolgt vom schachtentferntesten Einlagerungsfeld aus im Rückbau in
Richtung der Schächte, d. h. nach Westen. Dies bedeutet im Fall der Streckenlagerung
(Variante B1), dass zunächst die Strecken des östlichsten Feldes 1 mit Behältern beladen
und nach Beladung umgehend mit Salzgrusversatz verfüllt werden. Auch die nicht
mehr benötigten östlichsten Abschnitte der beiden Richtstrecken werden mit Salzgrusversatz
versetzt. Hiernach wird mit der Auffahrung eines neuen Querschlages mit der
Beladung des Feldes Ost 2 begonnen. Da die Strecken nach ihrer Verfüllung nicht
mehr zugänglich sind und zusätzlich das Gebot der räumlichen Trennung der verschiedenen
Abfalltypen besteht (s. Maßnahme M11), beginnt die Einlagerung mit den
bereits bei Einlagerungsbeginn komplett vorliegenden Abfallkategorien im Bereich der
wärmeentwickelnden Abfälle /BOL 11/. Entsprechendes gilt für das Einlagerungsregime
im Fall der Bohrlochlagerung. Hier werden zunächst die Bohrlöcher des Feldes
Ost 1 befüllt und die Deckel der Bohrlochliner verschlossen. Die nicht mehr benötigten
östlichsten Abschnitte der beiden Richtstrecken werden mit Salzgrus versetzt. Hiernach
wird mit der Auffahrung einer neuen Überfahrungsstrecke mit der Beladung des
nächsten Feldes (Ost 2) begonnen. Die infrastrukturell nicht mehr benötigten östlichen
Abschnitte der beiden Richtstrecken werden mit Salzgrus versetzt.
Die längsten offenen Standzeiten ergeben sich demnach für die Richtstreckenabschnitte
und Querschläge im schachtnahen Bereich zwischen den Bergwerksflügeln
sowie für die Schächte und den Infrastrukturbereich. Diese müssen aus infrastrukturellen
Gründen (Transport, Bewetterung etc.) von Betriebsbeginn bis zum Abschluss der
jeweiligen Verschluss- und Verfüllmaßnahmen in den beiden Endlagerflügeln über einen
Zeitraum von ca. 40 Jahren /BOL 11/ offen gehalten werden. Für die dafür notwendige
Gewährleistung der Firstsicherheit wird in /DBE 98/ allerdings davon ausgegangen,
dass nur ca. 10 % der Firstflächen der lange offen zu haltenden Richtstrecken,
Querschläge und Nischen im Infrastrukturbereich geankert und eventuell mit Netzen
gegen Steinfall gesichert werden müssen.
Fazit:
Aus den oben genannten Gründen wird festgestellt, dass die geforderte Maßnahme
M10 konzeptionell insgesamt umgesetzt und auch in der Realität betriebstechnisch mit
heutiger Bergbautechnologie umsetzbar ist. Es ist anzunehmen, dass durch die Weiterentwicklung
der Transport- und Einlagerungstechnologie in Zukunft noch kürzere
Einlagerungszeiten erreichbar sind.
118

Maßnahme M11: Räumliche Trennung von Abfällen mit unterschiedlichen Eigenschaften
Ziel der Maßnahme ist, dass sicherheitsrelevante chemische oder physikalische
Wechselwirkungen zwischen Abfällen verschiedener Eigenschaften weitestgehend
vermieden werden und die Prognose des Freisetzungsverhaltens (Quellterm) erleichtert
wird. Die Forderung betrifft insbesondere Abfälle mit unterschiedlichen Gasbildungseigenschaften
oder chemischen Eigenschaften, die sich auf das geochemische
Milieu in Abfallnähe und damit auf die Radionuklidlöslichkeit auswirken können. Im
Besonderen wird im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG die getrennte Einlagerung
von wärmeentwickelnden Abfällen (einschließlich der Brennelement-Strukturteile)
und der im Vorhaben VSG optional zu betrachtenden vernachlässigbar wärmeentwickelnden
Abfällen in separaten Einlagerungsbereichen gefordert. Diese sind durch
geotechnische Bauwerke hydraulisch voneinander zu trennen. Hierdurch soll eine hinsichtlich
des sicheren Einschlusses nachteilige Beeinflussung der wärmeentwickelnden
Abfälle durch die vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle (z. B. infolge signifikanter
Gasentwicklung) reduziert werden.
Die räumliche Trennung der verschiedenen Abfallarten wurde in den im Vorhaben VSG
entwickelten Einlagerungskonzepten folgendermaßen umgesetzt:
Bei der Kombination der Einlagerungsvarianten zur Einlagerung wärmeentwickelnder
Abfälle und Brennelement-Strukturteile (Varianten B1, B2, C) mit der optionalen Variante
A (Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung) erfolgt, wie in Kapitel
5.1.2.1 beschrieben, durch eine räumliche Trennung der Abfallarten, indem die Einlagerung
der vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle (Uran-Tails, graphithaltige
Abfälle sowie sonstige Mischabfälle) in einem Endlagerflügel südwestlich der Schächte
(Westflügel) und die der wärmeentwickelnden Abfälle (einschließlich der Brennelement-Strukturteile
und der CSD-B/CSD-C-Abfälle aus der Wiederaufarbeitung) nordöstlich
der Schächte (Ostflügel) vorgesehen ist. Dabei handelt es sich im Grunde um
zwei eigenständige Endlager, die je eine eigene Zugangsstrecke (Querschlag Ost bzw.
Querschlag West) zum Infrastrukturbereich besitzen und sich eine Zugangsstrecke
(Querschlag Mitte) teilen (vgl. Abb. 5.1). In der Richtstrecke Nord, die beide Endlagerflügel
verbindet wird zur Trennung der wärmeentwickelnden Abfälle von den vernachlässigbar
wärmeentwickelnden Abfällen eine separate Streckenabdichtung vorgesehen.
119

Auch innerhalb des West- und des Ostflügels ist jeweils eine Separierung der verschiedenen
Abfallarten planerisch vorgesehen:
Bei der optionalen Einlagerungsvariante für Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
(Variante A) im Westflügel sieht die Einlagerungskonzeption die getrennte
Einlagerung der drei Abfallarten Uran-Tails, graphithaltige Abfälle und sonstige
Mischabfälle in jeweils einem Feldesteil vor:
West 1 für Uranoxid (U 3 O 8 ),
West 2 für vernachlässigbar wärmeentwickelnde Mischabfälle und
West 3 für graphithaltige Abfälle.
Dabei erfolgt die Trennung der Feldesteile West 1, West 2 und West 3 untereinander
durch jeweils eigene Einlagerungsstrecken, die durch Verschlussbauwerke (Dichtpfropfen)
von den beiden Richtstrecken (Nord, Süd) getrennt sind (s. Abb. 5.2).
Beim Streckenlagerungskonzept (Variante B1) sind insgesamt 12 Feldesteile vorgesehen,
dabei wurde in erster Linie der Wärmeeintrag der Abfälle und in zweiter Linie
die Abfallartentrennung berücksichtigt. Das Einlagerungskonzept sieht hier folgende
Beladung vor:
Ost 1 für Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren sowie Abfälle aus der
Wiederaufarbeitung (CSD-B/C),
Ost 2 für Abfälle aus der Wiederaufarbeitung (CSD-V/B/C),
Ost 3 für Abfälle aus der Wiederaufarbeitung (CSD-V) und bestrahlte Brennelemente
aus Leistungsreaktoren,
Ost 4 bis 11 für bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren und
Ost 12 für bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren und Brennelement-
Strukturteile.
In den Einlagerungsfeldern Ost 1, Ost 3 und Ost 12, die für verschiedene Abfallarten
vorgesehen sind, soll eine Strecke jeweils nur mit einer Abfallart beladen werden.
Durch diese Trennung werden einerseits die wärmeentwickelnden Behälter mit Brennelementen
aus Leistungsreaktoren (Ost 4 bis 12), die aufgrund des erhöhten Wärmeeintrags
eine schnelle Kompaktion des Salzgrusversatzes bewirken, schachtnäher und
120

die etwas kühleren Abfallgebinde der Wiederaufarbeitung CSD-V (Ost 3 bis 2), CSD-C,
CSD-B (Ost 2 bis 1) und die Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren (Ost1)
schachtferner eingelagert.
Im Bohrlochlagerungskonzept (Variante C) erfolgt die Trennung der Abfall- und Behältertypen,
indem die drei Feldesteile folgendermaßen beladen werden:
Feld Ost 1 für Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren sowie Abfälle aus
der Wiederaufarbeitung (CSD-V/B/C),
Feld Ost 2 für Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren sowie Abfälle aus
der Wiederaufarbeitung (CSD-V/B/C) und bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren
und
Feld Ost 3 für bestrahlte Brennelemente aus Leistungsreaktoren und Brennelement-Strukturteile.
Die Trennung der verschiedenen Abfallarten erfolgt planerisch so, dass ein Bohrloch
jeweils mit einheitlichen Abfall- und Behältertypen beschickt wird. D. h., dass jeweils
ein Bohrloch komplett mit Triple-Pack CSD-B und -C, oder Triple-Pack-HAW-Kokillen
oder THTR/AVR-, KNK und MTR 2-Kokillen oder BSK-R oder BSK-R mit Brennelement-Strukturteilen
beladen wird und keine Mischungen dieser Abfalltypen innerhalb
eines Bohrlochs erfolgt.
Fazit:
Zusammenfassend ist für die dem Vorhaben VSG zugrunde gelegten Behälterkonzepte
und die entwickelten Einlagerungsvarianten festzustellen, dass das Gebot der Trennung
von Abfällen mit unterschiedlichen Eigenschaften konzeptionell umgesetzt wurde.
Auf diese Weise wurden im Hinblick auf weitere Aspekte, wie z. B. Gasflüsse in den
versetzten Strecken oder die Bestimmung der Radionuklidfreisetzung (Quellterme) aus
den Abfällen, Endlagerkonzepte entwickelt, die verglichen mit solchen, bei denen keine
strikte Trennung der Abfallarten erfolgt, in ihrem sicherheitsrelevanten Verhalten deutlich
besser zu prognostizieren sind, was sich positiv auf die Belastbarkeit (Robustheit)
sicherheitsgerichteter Aussagen auswirkt. Allerdings konnte auch bei den konzipierten
Endlagerkonzepten eine Interaktion zwischen den vernachlässigbar wärmeentwickelnden
Abfällen im Westflügel und den wärmeentwickelnden Abfällen im Ostflügel nicht
völlig unterbunden werden. So wurde bei den Integritätsanalysen zur geologischen
121

Barriere /KOC 12/ beispielsweise für das Streckenlagerungskonzept (Einlagerungsvariante
AB1) festgestellt, dass in den ersten zehn Jahren nach Verschluss des Endlagers
Gas vom Ost- in den Westflügel über den Streckenverschluss der nördlichen
Richtstrecke, die beide Bergwerksflügel miteinander verbindet, transportiert wird. Danach
stellt sich ein erhöhter Gasdruck auf der westlichen Seite des nördlichen Streckenverschlusses
ein. Dementsprechend kehrt sich die Strömungsrichtung des Gases
um und verläuft nun vom Westflügel in den Ostflügel (vgl. Kap. 5.2.3). Um diese Ausgleichströmungen
zu reduzieren, wird im Sinne einer Vereinfachung des Prozessverhaltens
der Endlagersysteme empfohlen, zukünftig eine direkten Verbindung zwischen
beiden Endlagerflügeln zu vermeiden und auf den Abschnitt der nördlichen Richtstrecke,
die beide Flügel verbindet, zu verzichten (s. Kap. 7.2.1).
Maßnahme M12: Einhaltung von Sicherheitsabständen zu Salzbereichen mit nennenswertem
Anteil kristallwasserhaltiger Salzminerale in Verbindung
mit
Maßnahme M15: Begrenzung der Temperaturen im Hauptsalz
Intention der Maßnahmen M12 und M15 ist es, eine thermische Zersetzung von temperaturempfindlichen
kristallwasserhaltigen Salzmineralen unter den gegebenen Gebirgsbedingungen
(Einspanndruck und lokale Temperatur) auszuschließen. Zu den
Salzgesteinen mit kristallwasserhaltigen Salzmineralen in der Nähe der Einlagerungsbereiche
zählt der Carnallitit im Kaliflöz Staßfurt (z2SF), welcher zusammen mit dem
Hangendsalz (z2HG) und den Kieseritischen Übergangsschichten (z2UE) an das
Hauptsalz (z2HS) angrenzt (vgl. Anhang A 3.5).
Der thermische Schutz kristallwasserhaltiger Salzminerale soll durch die Kombination
zweier Maßnahmen erreicht werden: Durch das Einhalten ausreichender Sicherheitsabstände
zu Salzgesteinen mit kristallwasserhaltigen Salzmineralen (z. B. Carnallit,
KMgCl 3·6H 2 O) soll in Verbindung mit einer für die Endlagerauslegung vorgegebenen
Maximaltemperatur an den Grenzflächen des Salzes zu den Behältern von 200 °C
(Maßnahme M15) sichergestellt werden, dass derartige Salzbereiche stabile und gut
prognostizierbare Eigenschaften behalten und die an den einschlusswirksamen Gebirgsbereich
angrenzenden Salzbereiche (z. B. durch Kristallwasserfreisetzung) keine
Eigenschaften annehmen, die zur Beeinträchtigung der Einschlusseigenschaften der
geologischen Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche führen können
/MÖN 12/.
122

Die auslegungsbestimmende Temperaturgrenze von 200 °C soll weiterhin sicherstellen,
dass negative Veränderungen der Abfälle (verringerte Stabilität der Brennstäbe
bzw. Umwandlung der Glasmatrix bei den CSD-V) vermieden werden und die thermische
Stabilität des Polyhalits 22 , das u. a. im Hangendsalz (z2HG) vorkommt, ein ebenfalls
kristallwasserhaltiges Salzmineral, sicher gewährleistet ist /MÖN 12/.
Für die Arbeiten im Vorhaben VSG wurde als Planungsgrundlage für die Konzeption
der Endlagerbergwerke ein genereller Mindestabstand von 50 m zu lithologischen Einheiten
außerhalb des Hauptsalzes und damit zu Gesteinsschichten mit möglichen größeren
Lösungsvorkommen (z. B. Hauptanhydrit) festgelegt, der an jeder Stelle der
konzipierten Endlagerbergwerke einzuhalten ist (vgl. Maßnahme M4).
Insofern bestand die Aufgabe bei der thermischen Auslegung der Endlagerkonzepte
einerseits darin, nach Festsetzen einer Mindestabklingzeit für die wärmeentwickelnden
Abfälle 23 (vgl. Kap. 5.1.1.2) durch eine entsprechende Wahl der Abstände zwischen
den Einlagerungsstrecken bzw. der Einlagerungsbohrlöchern, der Abstände zwischen
den Behältern innerhalb einer Einlagerungsstrecke bzw. innerhalb eines Einlagerungsbohrloches
und der Beladungsdichte eines Behälters rechnerisch nachzuweisen, dass
die auslegungsbestimmende Maximaltemperatur von 200 °C an den Grenzflächen des
Salzes zu den Behältern eingehalten wird. Anderseits war durch die thermische Auslegung
der konzipierten Endlagerkonzepte sicherzustellen, dass (bei dem vorgegebenen
Sicherheitsabstand von 50 m) die Temperaturen im Kaliflöz Staßfurt unterhalb des
Schmelzpunktes von Carnallit bleiben. Dieser liegt unter dem in 870 m Tiefe vorhandenen
Gebirgsdruck bei 167,5 °C /POP 93/. 24
Methodik und Ergebnisse der thermischen Auslegungsrechnungen für die wärmeentwickelnden
radioaktiven Abfälle im Ostflügel sind ausführlich in /BOL 12/ dokumentiert.
22
23
24
K 2 Ca 2 Mg[SO 4 ] 4 • 2H 2 O, Beginn der Kristallwasserfreisetzung bei ca. 230 °C
Für die Auslegung des Grubengebäudes bei gleichzeitigem Anspruch möglichst geringen Flächenbedarfs
bedeutet dies, dass bei der zugrunde gelegten Konditionierung der ausgedienten Brennelemente
für die Streckenlagerung (Variante B1) und die Bohrlochlagerung (Variante C) eine Zwischenlagerzeit
von ca. 50 Jahren anzusetzen ist /BOL 12/.
Im dichten Salzgebirge wirkt ein „Selbststabilisierungsmechanismus", der infolge des Anstiegs des
Wasserdampfpartialdruckes eine signifikante Carnallitzersetzung verhindert, so dass der Carnallitit bis
zum Schmelzpunkt von 167,5 °C stabil ist /POP 93/. Nur unter Dilatanzbedingungen (Auflockerung mit
Absenkung des Wasserdampfpartialdruckes), d. h. an den Stellen, wo der Carnallit durch eine Strecke
bzw. Bohrloch direkt aufgeschlossen ist, würde es bei Temperaturen über 80 °C zu einer weitergehenden
Carnallititzersetzung kommen. Diese Bedingungen sind im vorliegenden Fall nicht gegeben.
123

Die Berechnungen wurden mit den Programmen FLAC3D und LinSour in mehreren
Skalenschritten durchgeführt; angefangen mit der Modellierung eines Einzelbehälters
über die Betrachtung von Einlagerungsfeldern mit sehr großer räumlicher Ausdehnung,
hin zu einem Einlagerungsfeld in tatsächlich ausgelegter Geometrie.
Abb. 5.11 zeigt Ergebnisse der thermischen Berechnungen zur Variante B1 (Streckenlagerung).
Die stärksten Temperaturerhöhungen treten im zentralen Bereich des Ostflügels
(Felder Ost 7 und Ost 10, Abb. 5.11 links) auf, da hier die Felder mit den meisten
Strecken liegen und der Wärmestrom folglich am höchsten ist. Aus Abb. 5.11 und
weiteren in /BOL 12/ dargestellten Ergebnissen geht hervor, dass die Temperaturgrenze
von 200 °C zu jedem Zeitpunkt an jedem Punkt im Endlagerbergwerk für das Streckenlagerungskonzept
eingehalten wird. Das Temperaturverhalten für Bewertungspunkte
im Sicherheitsabstand von 50 m zur Umfahrung (das entspricht ca. 75 m zum
eingelagerten Abfall in der randnächsten Strecke) ist im rechten Teil der Abb. 5.11 dargestellt.
Als Maximaltemperatur ergibt sich ein Wert von ca. 78 °C, die deutlich unter
dem Schmelzpunkt von Carnallit von 167,5 °C unter den gegebenen Gebirgsbedingungen
liegt.
Abb. 5.11 Variante B1 (Streckenlagerung): Zeitlicher Temperaturverlauf für markante
Punkte innerhalb der Einlagerungsfelder (links) und im Abstand von 50 m
zur Umfahrung (rechts), aus /BOL 12/
In gleicher Weise wurden für das Konzept der Bohrlochlagerung (Variante C) die Abstände
zwischen den Einlagerungsbohrlöchern in den Überfahrungsstrecken und zwischen
den Überfahrungsstrecken durch thermische Berechnungen ermittelt. In Abb.
5.12 sind Ergebnisse der thermischen Berechnungen zur Variante C dargestellt. Auch
hier zeigen die Temperaturverläufe in Verbindung mit weiteren, in /BOL 12/ dargestell-
124

ten Ergebnissen, dass die auslegungsbestimmende Temperaturgrenze von 200 °C zu
jedem Zeitpunkt an jedem Punkt im konzipierten Endlagerbergwerk eingehalten wird.
Die thermische Belastung des Kaliflözes steigt allerdings bis auf ca. 110 °C an, liegt
dabei jedoch ebenfalls noch deutlich unter dem Schmelzpunkt von Carnallit von
167,5 °C unter den gegebenen Gebirgsbedingungen.
200
110
100
Salzspiegel
max. Erwärmung
160
90
Teufe 1025 unter GOK
50m zur proj. Umfahrung
Ost3.1N (DWR)
Temperatur [ °C ]
120
80
Temperatur [ °C ]
80
70
60
50
40
Ost2.1 (CSD-V)
Ost1, NE-Ecke
40
P1 P2 P3 P4 Feld, Abfall
Ost 1&2, CSD-V
30
Ost 2, WWER
Ost 2, DWRmix
Ost 3, DWRmix
0
1 10 100 1000 10000
20
10 100 1000 10000
Zeit nach Einlagerungsbeginn [ a ]
Zeit nach Einlagerungsbeginn [ a ]
Abb. 5.12 Variante C (Bohrlochlagerung): Zeitlicher Temperaturverlauf an der
Oberfläche ausgewählter Verrohrungen der Einlagerungsfelder (links) und
im Abstand von 50 m zur Umfahrung (rechts) jeweils in einer Teufe von
1.025 m, aus /BOL 12/
Für die Konzeption der Einlagerung von Transport- und Lagerbehältern in waagerechten
Streckenstummeln (Variante B2) wurden im Vorhaben VSG keine eigenen thermischen
Analysen durchgeführt. Die erforderliche Feldgröße und die entsprechenden
Behälter- und Streckenabstände wurden stattdessen auf der Grundlage thermomechanischer
Berechnungen abgeschätzt, die für die Konzeptstudie DIREGT vorgenommen
wurden /FIL 07/. Diese Abschätzung basiert auf der Einlagerung von
CASTOR V/19 in ca. 12 m langen horizontalen Bohrlöchern. Die in der Studie
DIREGT angesetzte Wärmeleistung von Behältern für bestrahlte Brennelemente liegt
in dem für thermische Auslegungen wesentlichen Zeitraum der ersten 100 Jahre höher
als diejenige, die sich mit den entsprechenden innerhalb des Vorhabens VSG berücksichtigten
Brennelementen ergibt /BOL 12/. Ähnliches gilt für Transport- und Lagerbehälter,
die mit Wiederaufarbeitungsabfällen beladen sind. Bei ansonsten unveränderter
Konfiguration liegt es nahe, dass die im Vorhaben VSG angesetzten Behälterbeladungen
zu einer geringeren thermischen Leistung und damit zu einer geringeren Erwärmung
des Gebirges führen. Aufgrund von nichtlinearen Parameterbeziehungen können
125

elastbare Aussagen hierzu allerdings erst aus zukünftigen Rechnungen abgeleitet
werden, denen die thermischen Randbedingungen der im Vorhaben VSG entwickelten
Endlager- und Behälterkonzepte zugrunde liegen.
Fazit:
Insgesamt ist daher festzustellen, dass die Forderungen, die sich aus den Maßnahmen
M12 und M15 ableiten, im Vorhaben VSG auf konzeptioneller Basis für den Fall der
Strecken- und der Bohrlochlagerung (Varianten B1 und C) umgesetzt wurden. Auf der
Grundlage vergleichender Betrachtungen ist dies auch für die Einlagerung von Transport-
und Lagerbehälter anzunehmen (Variante B2). Die bei der thermischen Auslegung
der Endlagerkonzepte eingesetzten Methoden und Programme entsprechen dem
Stand von Wissenschaft und Technik. Bezüglich der praktischen Umsetzbarkeit der
Sicherheitsabstände am Standort Gorleben steht die oben angeführte Einschätzung
unter dem gleichen Vorbehalt wie bei Maßnahme M4, nämlich dass die planerischen
Grundlagen für die Entwicklung der Endlagerkonzepte dem tatsächlichen geologischen
Internbau der Salzstruktur Gorleben entsprechen. Für den Fall der Variante A sind die
Maßnahmen unerheblich, da es sich hier um vernachlässigbar wärmeentwickelnde
Abfälle handelt.
5.1.3 Geologische Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche
sowie weiteres Wirtsgestein und Deckgebirge
Die wesentlichen Ergebnisse der Charakterisierung der Salzstruktur Gorleben und der
geowissenschaftlichen Langzeitprognose werden im Anhang A dargestellt. Insofern
wird in diesem Kapitel auf eine Zusammenfassung der wesentlichen Ergebnisse verzichtet
und direkt auf die Frage eingegangen, inwieweit die an die geologische Barriere
gestellten Forderungen des Sicherheitskonzepts des Vorhabens VSG erfüllt werden.
Die Maßnahmen M13 (große Teufenlage der Einlagerungsbereiche) und M14 (praktisch
abgeschlossene Halokinese, tektonisch ruhiges Subsidenzgebiet) beziehen sich
gleichermaßen auf die geologische Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche
sowie das weitere Wirtsgestein und das Deckgebirge (vgl. Tab. 5.1). Daher wird
die Umsetzung dieser Maßnahmen gemeinsam für beide Komponenten in diesem Kapitel
diskutiert.
126

Maßnahme M2:
Auffahrung der Einlagerungsbereiche in einem gut charakterisierbaren
Salzbereich mit homogenem Aufbau und homogenen Eigenschaften
Im Hinblick auf die Anforderungen an die Eigenschaften der geologische Barriere in der
Umgebung des Endlagerbergwerks, wie Dichtigkeit, mineralogische Homogenität, Abwesenheit
von durchgehenden Klüften und ausreichendes Volumen, wurde im Sicherheitskonzept
des Vorhabens VSG vorgegeben, die Einlagerungsbereiche im Hauptsalz
der Staßfurt-Folge (z2HS) des Salzstocks Gorleben vorzusehen.
Das Hauptsalz der Staßfurt-Folge besteht als Steinsalz zu ca. 90 bis 95 % aus Halit
(NaCl), der Rest wird von Anhydritlinien und -flocken eingenommen, die die ehemalige
Schichtung nachzeichnen. Aufgrund von Gefügemerkmalen wird es vom Liegenden
zum Hangenden in das Knäuelsalz (z2HS1), das Streifensalz (z2HS2) und das Kristallbrockensalz
(z2HS3) untergliedert. Am Standort Gorleben stellt das Hauptsalz mit
einer primären Mächtigkeit von ca. 700 bis 800 m die mächtigste Formation der
Staßfurt-Folge dar (Anhang A.3).
Die BGR kommt in ihren Untersuchungen u. a. zu folgendem Ergebnis: Zur Abschätzung
der Verbreitung des Hauptsalzes als potenzieller Einlagerungshorizont wurden im
Erkundungsbereich EB 1 die Ausstriche auf der 840-m-Sohle und 150 m unterhalb
bestimmt /BOR 01/. Die Ergebnisse der bisherigen Untersuchungen zur Verbreitung
des Hauptsalzes bestätigten die früheren Annahmen, dass das Hauptsalz für die Einlagerung
wärmeentwickelnder Abfälle sowohl im Hinblick auf seine Eigenschaften als
auch seine Verbreitung aus heutiger Sicht für die Aufnahme der Einlagerungsbereiche
geeignet erscheint. Die Hauptsalzvorkommen müssen in Lage und Ausdehnung durch
zukünftige Erkundungen genauer abgegrenzt werden, damit exakte Volumenangaben
möglich sind /BOR 04/ und die grundlegenden Annahmen des Vorhabens VSG bestätigt
werden können.
Hinsichtlich der Frage, wie wahrscheinlich das Auftreten von offenen Klüften im Bereich
des Hauptsalzes ist, wurden die bisherigen Erkundungsergebnisse, ergänzt durch
geomechanische Überlegungen in einem Memorandum für das Vorhaben VSG in
/WEB 13/ zusammengefasst. Dabei wurden folgende Feststellungen getroffen:
Das Auftreten von offenen Klüften im Hauptsalz beschränkt sich auf einen Bereich
am Top des Salzstockes, bis maximal 160 m unterhalb des Salzspiegels. Hier treten
vereinzelt offene Klüfte mit einer bankrechten Länge von maximal 4 m im Bereich
schmaler isoklinaler Sättel nahe der Grenze zwischen Staßfurt- und Leine-
127

Folge auf. In diesen Bereichen spießt das doppelt gelagerte Kaliflöz in die Schichten
der Staßfurt-Folge ein.
Für die Genese dieser Klüfte kommt nach /WEB 13/ folgende Ursache in Betracht:
Nach Absenkung der Hauptnormalspannung des Gebirges unterhalb des dort herrschenden
Fluiddrucks im Bereich abgeschlossener Lösungseinschlüsse kam es in
diesen Zonen zur Kluftbildung infolge der Verletzung des Fluiddruckkriteriums. Bei
den Lösungsvorkommen wird vermutet, dass es sich um Relikte aus der Frühzeit
der Salzlagerstättenbildung handelt, wobei ursprünglich große Lösungsmengen im
flach abgelagerten Steinsalz durch die zunehmende Sedimentauflast in hangende
Schichten abgepresst wurden.
Sofern es sich bei den angetroffenen Hohlformen um solche Relikte handelt, müsste
die Wahrscheinlichkeit ihres Auftretens zum ursprünglich Hangenden hin zunehmen,
also bei den jetzigen Lagerungsverhältnissen ein Auftreten innerhalb der
Staßfurt-Folge eher im Hangendsalz und den angrenzenden äußeren Bereichen
des Kristallbrockensalzes erwartet werden, nicht jedoch in den Hauptsalzpartien im
Kernbereich des Salzstocks.
Eine solche Verteilung von Lösungsvorkommen ist auch deshalb zu erwarten, weil
das im Sattelkern anstehende Streifen- und Knäuelsalz durch die Halokinese über
große Distanzen transportiert wurde und dabei das Auspressen der enthaltenen
Lösung zusätzlich unterstützt wurde, während in den halokinetisch weniger bewegten
und nicht bzw. gering brekziierten Abfolgen wie dem Hangendsalz, den kieseritischen
Übergangsschichten und den obersten Partien des Kristallbrockensalzes
dieser zusätzliche Auspressmechanismus weniger zum Tragen kam, so dass Restlösungseinschlüsse
dort eher erhalten sein können. Hierfür sprechen die bisherigen
Erkundungsergebnisse, nach denen in salzspiegelfernen Zonen des Salzstocks
Kluftvorkommen und z. T. auch Lösungsvorkommen auf Bereiche, wie Kristallbrockensalz
(z2HS3), Hangendsalz (z2HG), Hauptanhydrit (z3HA), teilweise auf Basissalz/Unteres
Liniensalz (z3BS/z3LSU), Orangesalz (z3OS), Anhydritmittelsalz
(z3AM), Tonmittelsalz (z3TM) und Tonbrockensalz (z4TS) beschränkt sind (Anhang
A.3.6). Entsprechend große Fluidvorkommen wurden nur in Ausnahmefällen angetroffen
und nur an den genannten stratigrafischen Positionen. Im Hauptsalz kommen
sie nicht vor.
In /WEB 13/ kommen die Autoren somit zu dem Schluss, dass die Voraussetzungen für
die Bildung dieser Klüfte im Innern der Staßfurt-Folge, innerhalb derer sich die im Vor-
128

haben VSG konzipierten Einlagerungsbereiche befinden, nicht gegeben sind, so dass
ihr Auftreten dort als unwahrscheinlich auszuschließen ist.
Dagegen stellen die im Hauptsalz des Salzstocks Gorleben auftretenden, dispers verteilten
Kohlenwasserstoffvorkommen potenzielle Inhomogenitäten dar (Abb. 5.13). Diese
treten bevorzugt im Knäuelsalz (z2HS1) auf. Die im Salzstock Gorleben festgestellten
Kondensate bestehen überwiegend aus niedrig siedenden flüssigen aliphatischen
Kohlenwasserstoffen (C 6 bis C 16 , i.d.R. jedoch < C 10 ).
Abb. 5.13 Austritt von Kohlenwasserstoffen (Kondensat) am Stoß und Firste im
Querschlag 1 Ost der Erkundungssohle (Quelle: DBE/BGR)
Die sicherheitsrelevanten Auswirkungen der innerhalb des Hauptsalzes des Salzstockes
Gorleben auftretenden Kohlenwasserstoffvorkommen wurden erstmals im Vorhaben
VSG durch die Arbeitsgruppe Kohlenwasserstoffe untersucht (vgl. Kap. 3.5.5).
Dabei wurde die sicherheitstechnische Bedeutung von Kohlenwasserstoffvorkommen
für die Endlagerung wärmeentwickelnder Abfälle im Steinsalz analysiert, insbesondere
bezüglich des Einflusses chemischer Prozesse (thermochemische Sulfatreduktion,
mikrobielle Sulfatreduktion etc.) und geomechanischer Einwirkungen auf das Hauptsalz
/WEB 11/. Hierbei war zu überprüfen, ob sich aus den geochemischen und geomechanischen
Einwirkungen der Kohlenwasserstoffe Implikationen für das Sicherheitskonzept
des Vorhabens VSG, das Endlagerkonzept oder die Endlagerauslegung ergeben.
Die Ergebnisse dieser Analysen werden umfassend in /BRA 12/ dargestellt.
129

Nach dem derzeitigen Kenntnisstand wird nach /BRA 12/ aus geomechanischen, hydromechanischen
oder geochemischen Prozessen, die in einem Endlager, d. h. bei erhöhten
Temperaturen bei Anwesenheit von Kohlenwasserstoffen, vor allem infolge
thermochemischer Sulfatreduktion, ablaufen könnten, die Integrität der geologischen
Barriere nicht nachteilig beeinflusst. So sind die beobachteten Volumenanteile der Kohlenwasserstoffe
mit maximal 250 ml/m 3 (0,025 Vol.-%) zu gering, als dass daraus ein
Einfluss im Sinne eines erhöhten Porendrucks abgeleitet werden kann. Auch die zusätzlichen
Wassermengen, die durch die thermochemische Sulfatreduktion im Umfeld
eines POLLUX ® -Behälters stöchiometrisch entstehen können (unter extrem pessimistischen
Annahmen maximal ca. 3,4 l) sind im Vergleich zur Wassermenge allein aufgrund
der Gebirgsfeuchte im konturnahen Bereich (0,02 %, ca. 1 m 3 ) zu gering, um
nennenswerte Auswirkungen auf die Mobilisierung von Radionukliden oder die Gasbildung
hervorzurufen. Weiterhin wird angesichts der geringen Sulfidmengen, die infolge
thermochemischer Sulfatreduktion gebildet werden könnten, letztlich kein nennenswerter
Einfluss auf den Korrosionsfortschritt der Abfallbehälter erwartet.
Im Hinblick auf potenziell integritätsgefährdende geomechanische Einflüsse kommt
/BRA 12/ zu folgenden weiteren Schlüssen:
Ein Gas-Salzausbruch ist bei den im Hauptsalz der Salzstruktur Gorleben bisher
bekannten, geringen Kohlenwasserstoffgehalten unwahrscheinlich. Erfahrungen
aus dem Kalibergbau belegen, dass hierfür lokale Gasgehalte in der Größenordnung
von ca. 10 Vol.-% notwendig sind /SAL 89/.
Die Mobilisierung von Kohlenwasserstoffen analog zu anderen Fluiden im Temperaturfeld
ist prinzipiell möglich, allerdings ist die Reichweite abhängig vom Temperaturfeld
um die Einlagerungsbereiche. Eine sicherheitsrelevante Einwirkung ist
(analog zur Thermomigration von Lösungseinschlüssen) nicht zu erwarten.
Durch Kohlenwasserstoffe beeinflusste Salzeigenschaften (z. B. Verfestigung, Verringerung
des Feuchtekriechens/Schmiereffekte) werden sich als Effekte qualitativ
nicht von anderen lithologischen Einflussfaktoren unterscheiden. Eine Gasdruckentwicklung
innerhalb von Kohlenwasserstoff-imprägniertem Steinsalz (z. B. infolge
thermochemischer Sulfatreduktion (TSR)) führt bei Verletzung des Minimalspannungs-Kriteriums
allenfalls zu lokaler Permeation durch Aufweitung von Mikrorissen
und Korngrenzen, die Entstehung großer Risse im Meterbereich ist dagegen unwahrscheinlich.
130

Lokale Spannungsänderungen, z. B. durch Temperatureinwirkung oder TSR, führen
im dichten Salz zu keinen kritischen Lastzuständen, da Salz in der Lage ist,
Spannungsspitzen durch Kriechen abzubauen. Darüber hinaus liegen in den Einlagerungsbereichen
kompressive Spannungszustände vor, die einer thermischen
Expansion entgegenwirken.
Einschränkend ist anzumerken, dass die oben getroffenen Aussagen aufgrund der
durch die nicht abgeschlossene Erkundung unvollständigen Datenlage teilweise semiquantitativer
Natur sind und als Expertenschätzung anzusehen sind. Letztere beruhen
häufig auf Analogieschlüssen, die aus den Eigenschaften nicht Kohlenwasserstoffhaltiger
Lösungsvorkommen abgeleitet wurden. Während der Laufzeit des Vorhabens
VSG wurden keine weiteren Erkenntnisse gewonnen, die auf eine Sicherheitsrelevanz
von Kohlenwasserstoffvorkommen wie im Salzstock Gorleben unter Endlagerbedingungen
hinweisen.
Fazit:
Zusammenfassend ist nach heutiger Kenntnis festzustellen, dass das Hauptsalz im
Kernbereich des Salzstockes und damit auch in der Umgebung der Einlagerungsbereiche
aufgrund der geologischen Entwicklungsgeschichte durch eine halokinetisch bedingte
intensive Deformation und daraus resultierende Homogenisierung gekennzeichnet
ist. Gleichzeitig weist es einen hohen Rekristallisationsgrad und die Abwesenheit
von hydraulisch wirksamen Klüften, Störungen oder makroskopischen Lösungsvorkommen
auf. Hierdurch liegen nach heutiger Kenntnis im Hauptsalz Homogenbereiche
vor, die im Hinblick auf die Endlagerung gleichmäßige Eigenschaften aufweisen, wie
etwa geomechanische Eigenschaften oder Dichtigkeit gegenüber Fluiden. Im ungestörten
Zustand weisen die duktilen Salzgesteine, so auch das Hauptsalz, keine Permeabilitäten
größer 10 -21 m 2 auf und sind damit praktisch undurchlässig für Fluide /BOR 04/.
Aufgrund der relativ homogenen Ausprägung des Hauptsalzes im Kernbereich der
Salzstruktur Gorleben ist dieser Salzbereich grundsätzlich gut charakterisierbar und
prognostizierbar. Bisherige Erkundungsergebnisse legen nahe, dass das Hauptsalz
zudem eine ausreichende Verbreitung (Mächtigkeit) für die Auffahrung der konzipierten
Einlagerungsbereiche aufweist. Nach heutigem Kenntnisstand sind die im Rahmen der
bisherigen Erkundung im Hauptsalz angetroffenen Kohlenwasserstoffvorkommen zu
gering, als dass aufgrund ihres Vorkommens sicherheitsrelevante Einflüsse, wie z. B.
eine Beschleunigung der Korrosionsvorgänge von Behältern oder die Gefährdung der
Integrität der geologischen Barriere, zu besorgen wären. Die Erfüllung der mit der
131

Maßnahme M2 verbundenen Anforderungen an die Eigenschaften der geologischen
Barriere kann daher unter der grundlegenden Annahme im Vorhaben VSG, dass die im
EB 1 erzielten Erkundungsergebnisse auf nicht erkundete Hauptsalzpartien übertragen
werden können, grundsätzlich als gegeben angesehen werden. Diese Aussage steht
unter dem weiteren Vorbehalt, dass im Rahmen zukünftiger Forschungsprojekte nachgewiesen
werden kann, dass die geomechanischen und geochemischen Einflüsse der
Kohlenwasserstoffe im Hauptsalz tatsächlich vernachlässigbar sind.
Maßnahme M3: Auffahrung der Einlagerungsbereiche in Salzbereichen, die frei von
Lösungseinschlüssen mit sicherheitsrelevantem Volumen sind und
günstige Kriecheigenschaften aufweisen
Wie Anhang A.3.7 zu entnehmen ist, enthält das Hauptsalz, das durch eine Deformation
und Homogenisierung gekennzeichnet ist, keine Lösungseinschlüsse mit nennenswerten
Volumina. Die Gebirgsfeuchte im Hauptsalz der Staßfurt-Serie ist gering (0,012
bis 0,017 Gew.-%). Dies ist auf eine teilweise Brekziierung und insgesamt resultierende
Homogenisierung der Steinsalzschichten bei der Diapirbildung zurückzuführen, bei
der die im Steinsalz eingeschlossenen Lösungen freigesetzt und in Randbereiche der
Salzstruktur mit für eine Speicherung von Fluiden günstigen Speichereigenschaften
(z. B. in den Hauptanhydrit) abgepresst wurden /BOR 08a/. Dieser Zusammenhang
erlaubt es, bei bekanntem geologischem Bau der Struktur, mögliche Lösungszutritte
und ihr Ausmaß bei der Auffahrung vorherzusehen.
Die Kriecheigenschaften des Steinsalzes werden im FEP-Katalog /WOL 12b/ wie folgt
beschrieben: Das Salzgestein reagiert entsprechend seinen Materialeigenschaften auf
die an der Hohlraumkontur und im angrenzenden Salzgebirge wirkenden Spannungen
mit mehr oder weniger großen Verformungen, die zeitabhängig unter Ausbildung von
Schädigung (bei Belastungen oberhalb der Dilatanzgrenze) oder volumenkonstant erfolgen
können. Dieser als Kriechen beschriebene visko-elasto-plastische Prozess tritt
bereits bei kleinen Spannungsdifferenzen auf und ist neben dem Betrag des Spannungsdeviators
von der Temperatur und der Ausbildung des Salzes abhängig. Aufgrund
der Kriechfähigkeit des Salinars werden Hohlräume im Wirtsgestein durch die
Konvergenz geschlossen.
Mit der Auffahrung von Hohlräumen zur Errichtung eines Endlagers setzt als Folge der
vorliegenden Gebirgsspannungen unmittelbar Konvergenz ein, die zu einer Verringerung
des Hohlraumvolumens führt. Im Rahmen des untertägigen geotechnischen
132

Messprogramms am Standort Gorleben sind zur Bestimmung der lokalen Gebirgsdeformation
in unterschiedlichen Messebenen in den beiden Schächten, dem Infrastrukturbereich
und dem EB1 Konvergenzmessstationen eingerichtet worden /BRÄ 11/. Die
seit Mitte der 90iger Jahren durchgeführten Messungen zeigen lokal teufen- und richtungsabhängig
erhebliche Unterschiede. Es gibt Hinweise auf lithologische Effekte
(z. B. den Anhydritgehalt), wobei z. B. das Liniensalz zumeist höhere Konvergenzraten
als die anderen Einheiten des Leinesteinsalzes (z. B. Orangesalz) aufweist.
Die Konvergenz-Messprofile für die Erkundungssohle weisen erhebliche Unterschiede
der auftretenden Konvergenz zwischen den Infrastrukturbereichen im Leinesteinsalz
(z3) und den im Staßfurt-Steinsalz (z2HS) konzipierten Einlagerungsbereichen aus.
Generell werden die höchsten Konvergenzraten mit bis zu 7 mm/(ma) im Knäuelsalz
(z2HS1) gemessen und nehmen im Streifensalz (z2HS2) und im Kristallbrockensalz
(z2HS3) bis auf unter 1 mm/(ma) ab. Die Messwerte im Leinesteinsalz sind generell
deutlich kleiner als 0,5 mm/(ma), wobei lithologisch bedingt noch eine Abnahme vom
älteren Liniensalz (z3LS) bis zum jüngeren Bank/Bändersalz (z3BK/BD) zu beobachten
ist. Insgesamt entsprechen die experimentell gemessenen und in situ beobachteten
Kriechraten den Erfahrungen von anderen Salzstockstandorten in Norddeutschland,
wobei die Unterschiede zwischen den ausgewiesenen Homogenbereichen plausibel
auf litho-stratigraphische Ursachen (z. B. Verteilung und Korngröße der akzessorischen
Mineralphasen) zurückgeführt werden können /PLI 02/.
Vor der Schließung des Endlagers werden nach dem im Vorhaben VSG entwickelten
Verschlusskonzept alle untertägigen Hohlräume zur Stabilisierung der geologischen
Barriere mit Schotter (Infrastrukturbereich) bzw. Salzgrus (alle anderen Grubenräume)
versetzt. Durch die Konvergenz des Hohlraumes wird der Salzgrusversatz kompaktiert
und somit ein Stützdruck aufgebaut, der wiederum auf das Gebirge wirkt und die Konvergenzrate
reduziert. Weiterhin werden Risse in der Auflockerungszone versetzter
Strecken, Bohrlöcher und Schächte durch den Stützdruck rückgebildet und es finden
Verheilungsprozesse statt. Mit fortschreitender Versatzkompaktion wird der Spannungsdeviator
in der Salinarkontur soweit reduziert, bis isotrope Spannungszustände
vorliegen. Nach vollständiger isostatischer Versatzkompaktion kommt die Konvergenz
zum Stillstand.
133

Fazit:
Geomechanische und strukturgeologische Modellvorstellungen zur Halokinese der
Salzstruktur Gorleben erklären plausibel die Abwesenheit von größeren Lösungseinschlüssen
im Salzstockkern, in dem das lithologisch insgesamt homogene Hauptsalz
der Staßfurtfolge auftritt, mit einer Auspressung der Lösungen während des Salzstockaufstiegs.
Diese Interpretation stimmt mit den bisherigen Erkundungsergebnissen
überein. Diesbezüglich werden die Eigenschaften des Hauptsalzes als gut prognostizierbar
angesehen, so dass für die noch nicht erkundeten Bereiche im Nordosten des
Salzstockes Gorleben für das Hauptsalz ebenfalls eine geringe Wahrscheinlichkeit für
das Auftreten von Lösungseinschlüssen mit nennenswerten Volumina angenommen
wird. Die bezüglich ihrer geomechanischen Eigenschaften ausweisbaren Homogenbereiche
des Hauptsalzes weisen allesamt günstige Kriecheigenschaften, d. h. hohe Verformungsraten,
die zu einem schnellen Einschluss der Abfälle führen, auf /PLI 02/. Die
Maßnahme M3 kann unter dem grundlegenden Vorbehalt im Vorhaben VSG, die Übertragbarkeit
der im EB 1 erzielten Erkundungsergebnisse auf nicht erkundete Hauptsalzpartien
betreffend, als erfüllt angesehen werden.
Maßnahme M13: Ausreichende Teufenlage der Einlagerungsbereiche
Im Sicherheits- und Nachweiskonzept wird gefordert, das Endlagerbergwerk in einer
ausreichenden Teufe zu konzipieren. Auf diese Weise wird gewährleistet, dass das
Endlagerbergwerk in dem Salzstock eingebettet liegt und große Mächtigkeiten der
Salzgesteinsbarriere zu den Seiten sowie nach oben zum Salzspiegel hin existieren.
Insbesondere durch die Teufenlage soll ausgeschlossen werden, dass die einschlusswirksamen
Eigenschaften der geologischen Barriere durch exogene Prozesse, die an
oder nahe der Erdoberfläche ablaufen, beeinträchtigt werden können. Exogene Lastfälle
natürlichen Ursprungs sind solche, die ausgehend von der Erdoberfläche unabhängig
von der Existenz eines Endlagers den Standort betreffen würden. Hierzu gehören
z. B. Erdbeben oder die thermischen und mechanischen Auswirkungen von Kaltzeiten
(Permafrost, Inlandeisüberfahrungen etc.) sowie Erosion. Hinzu kommen die natürlichen
Prozesse Diapirismus und Subrosion.
134

Gleichzeitig dient die Maßnahme dazu, ein unbeabsichtigtes menschliches Eindringen
in das Endlager zu erschweren 25 .
Die Salzstockbasis der Struktur Gorleben-Rambow befindet sich in einer Tiefe von ca.
3.500 m u. NN, während der Salzspiegel unterhalb des einige Zehner Meter mächtigen
Hutgesteins in einer Teufe von 250 bis 320 m u. NN ausgebildet ist. Am Aufbau der
Salzstruktur Gorleben–Rambow sind vorwiegend die Staßfurt-, Leine- und Aller-Folge
(z2, z3 und z4) beteiligt, deren primäre Mächtigkeiten (s. Anhang A.1.2)
Aller-Folge (Zechstein 4, z4) ca. 60 m
Leine-Folge (Zechstein 3, z3) ca. 320 m und
Staßfurt-Folge (Zechstein 2, z2) ca. 700 bis 950 m
betragen haben. Die mobileren Schichten des Hauptsalzes (z2HS) sind nahezu vollständig
in die Salzstruktur eingewandert. Die Sedimente über dem Salzstock Gorleben
sind – von kreidezeitlichen Relikten abgesehen – tertiären und quartären Alters
(Abb. A.1). Die tertiären und quartären Deckschichten über dem Salzstock sind bis zu
maximal 430 m mächtig.
Die wahrscheinliche Ausprägung der halokinetischen Hebungsrate am Standort Gorleben
liegt je nach Teufenlage bei 0,02 mm/a (im Bereich des Salzspiegels) bzw. bei
0,07 mm/a (in 840 m Teufe) /WOL 12b/. Bei einem natürlichen (d. h., nicht durch die
Einlagerung von wärmeentwickelnden Abfällen verursachten) Salzaufstieg führt dies zu
einer maximalen Hebung von 70 m im Nachweiszeitraum für das Zentrum des Salzstocks.
Aufgrund der Einlagerung der wärmeentwickelnden Abfälle kommt es in den
ersten 1.000 Jahren nach der Einlagerung zu einer erhöhten, durch thermische Expansion
induzierten Hebung des Salzspiegels, welche diejenige durch geologische Prozesse
zunächst um mehr als eine Größenordnung übersteigt und danach wieder abnimmt.
Die niedrigen Hebungsraten durch den natürlichen Diapirismus sind lange nach
Abklingen des Wärmeeintrags noch relevant. Man kann deshalb davon ausgehen,
dass die Spannungsverhältnisse in der geologischen Barriere, die durch den Diapiris-
25 Weiterhin führt der mit zunehmender Teufe größer werdende Teufendruck dazu, dass während der
geologischen Entwicklung einer Salzstruktur geöffnete Klüfte oder Risse geschlossen werden und verheilen.
Geomechanische Untersuchungen mit in situ-Beobachtungen, Modellrechnungen und der Auswertung
historischer Lösungszuflüsse über den Hauptanhydrit zeigen, dass in Teufen > 800 m keine
geöffneten Klüfte im Hauptanhydrit und in angrenzenden Steinsalzbereichen festgestellt wurden
/KAM 09/.
135

mus entstehen, durch diejenigen aus der wärmebedingten Hebung nach Einlagerung
der wärmeentwickelnden Abfälle abgedeckt sind /KOC 12/.
Obwohl in /MRU 11/ dargelegt wird, dass die Halokinese am Standort Gorleben nahezu
abgeschlossen ist und sich die Hebungsrate degressiv entwickelt, wird für die weiteren
Betrachtungen angenommen, dass die aus der Vergangenheit bestimmte Aufstiegsrate
zukünftig andauert. Im Falle der weiteren Hebung durch Diapirismus besteht
die Möglichkeit, dass die Abfälle im Nachweiszeitraum eine Hebung um 70 m erfahren.
Dementsprechend wird in der Ergebnisbewertung der Integritätsanalysen davon ausgegangen,
dass das Endlagerbergwerk insgesamt um diesen Betrag angehoben wird.
Unter dem Prozess Subrosion am Standort Gorleben ist die Ablaugung des Salzgesteins,
und hier insbesondere am Salzspiegel des Salzstocks, durch gering mineralisiertes
Grundwasser zu verstehen. Dabei wird für den Salzstock unter Berücksichtigung
der fortschreitenden Tieferlegung des Salzspiegels für die Zukunft eine
Subrosionsrate von im Mittel 0,05 bis 0,1 mm pro Jahr erwartet, bei der es in einer Million
Jahren zu einer Abtragung von 50 bis 100 m Salzmächtigkeit kommt /WOL 12b/.
Dabei ist eine erneute selektive Ablaugung leichtlöslicher Kalisalzpartien unter bestimmten
Voraussetzungen möglich, so dass eine hydraulische Wegsamkeit entstehen
könnte, die bis etwa 150 m unter den Salzspiegel reichen könnte.
Flächenhafte Erosion /WOL 12b/ führt am Standort Gorleben zur Reduktion der Deckgebirgsmächtigkeit
und bewirkt eine Veränderung der Morphologie. Die morphologischen
Veränderungen bedeuten in einem tektonisch ruhigen Gebiet eine Einebnung
des vorhandenen Reliefs, was Auswirkungen auf die hydrogeologischen Verhältnisse
durch die Verringerung des hydraulischen Potentials und die hydrologischen Verhältnisse
hat. Die Reduzierung der Mächtigkeit des Deckgebirges am Standort wird wegen
des geringen Reliefs allenfalls wenige Meter betragen, was als nicht sicherheitsrelevant
angesehen wird. Lediglich die in geringem Umfang vorhandenen Hochlagen (z. B.
Höhbeck) dürften im Nachweiszeitraum eingeebnet werden.
Eine besondere Form der Erosion ist die Entstehung einer glazialen Rinne. Für den
Standort Gorleben wurde im Rahmen der Szenarienentwicklung eingeschätzt, dass
durch die Bildung einer solchen Rinne das Deckgebirge komplett abgetragen und darüber
hinaus die Mächtigkeit der geologischen Barriere um 50 m reduziert werden kann.
In den Integritätsanalysen /KOC 12/ wurde ein erhöhter Betrag der erosiven Tiefenwir-
136

kung einer glazialen Rinne von 100 m bzw. von zwei sich überlagernden Rinnen mit je
50 m angenommen.
Fazit:
Die im Vorhaben VSG durchgeführte Endlagerplanung sieht den Einlagerungsbereich
der Streckenlagerung auf der 870-m-Sohle vor. Auch das Konzept der Bohrlochlagerung
(Variante C) sieht das Niveau der Überfahrungsstrecken, von denen aus die Bohrlöcher
beladen werden, auf einer Teufe von 870 m vor. Durch die Endlagerplanung ist
gewährleistet, dass große Mächtigkeiten der Salzgesteinsbarriere zu den Seiten sowie
nach oben zum Salzspiegel vorhanden sind. Insbesondere wird durch die Teufenlage
eine negative Beeinflussung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs durch die betrachteten
exogenen Prozesse ausgeschlossen. Gleichzeitig dient die Maßnahme dazu,
ein unbeabsichtigtes menschliches Eindringen in den einschlusswirksamen Gebirgsbereich
zu erschweren, wenn davon auszugehen ist, dass ein Eindringen in eine
Tiefe von mehr als 800 m auch zukünftig mit einem entsprechend hohen technischen
Aufwand verbunden ist. Darüber hinaus werden sich infolge des großen Teufendrucks
aufgrund der Kriechfähigkeit von Steinsalz die im Zuge der geologischen Entwicklung
gebildeten Risse schließen und bei Anwesenheit von Feuchtigkeit wieder verheilen. Im
Ergebnis können bei Teufen unter 800 m offene Risse oder Klüfte im Hauptsalz oder
benachbarten Salzgesteinen ausgeschlossen werden /KAM 09/ oder /WEB 13/. Die
aus der Maßnahme M13 resultierende Anforderung an die Standortverhältnisse können
somit als umgesetzt angesehen werden.
Maßnahme M14: Praktisch abgeschlossene Halokinese, tektonisch ruhiges Subsidenzgebiet
Im FEP-Katalog /WOL 12b/ wird zum Diapirismus am Standort Gorleben auf der Basis
der Feststellungen in /MRU 11/ folgendes festgestellt: Beim Salzaufstieg traten im Bereich
des Hauptsalzes in Höhe der geplanten Einlagerungssohle in 870-900 m Tiefe
Fließgeschwindigkeiten des Steinsalzes von max. 0,34 mm/a während der Oberkreide
und bis 0,07 mm/a im Zeitraum Miozän bis Quartär auf. Die eingewanderten Salzmengen
hoben dabei die Salzstockoberfläche um etwa 0,08 mm/a zur Oberkreidezeit und
etwa 0,02 mm/a im Zeitraum Miozän bis Quartär. Die Ergebnisse von Randsenkenanalysen
belegen, dass die Salzeinwanderung seit ihrem Maximum in der Oberkreide bis
zur jüngsten geologischen Vergangenheit stetig abnahm. Eine Zunahme der Aufstiegsraten
innerhalb der nächsten Million Jahre würde hohe kompressive Spannungen und
137

eine sehr starke Absenkung des Gebietes mit einer Neubildung von Sedimenten voraussetzen.
Eine derartige Entwicklung wird jedoch für den Endlagerstandort nicht
prognostiziert, so dass die Aufstiegsrate des Zeitraums Miozän bis Quartär auch für die
kommende Million Jahre angenommen werden kann. Ohne Berücksichtigung von Subrosion
würde dies zu einer Hebung des Salzspiegels um etwa 20 m im Nachweiszeitraum
führen.
Für den Standort Gorleben wurde für die letzten 30 Millionen Jahre ein genereller
Trend der Abwärtsbewegung mit relativ geringen Raten von 0,01 mm/a nachgewiesen,
der auch in der Zukunft weiter anhalten wird /MRU 11/. Aufgrund der Langfristigkeit
dieser geotektonisch bedingten Subsidenz ist nicht damit zu rechnen, dass eine
Hebung der Erdkruste und damit ein tektonisch bedingter Aufstieg der Einlagerungsbereiche
in der nächsten eine Million Jahre von Bedeutung sein wird. Der Prozess der
Subsidenz wirkt dem halokinetisch bedingten Salzstockaufstieg entgegen. Der Absenkungsbetrag
liegt im Zeitraum von einer Million Jahren bei 10 m, so dass die Nettohebung
des Salzspiegels in diesem Zeitraum rechnerisch bei lediglich 10 m liegt.
Da der gesamte norddeutsche Bereich sich seit dem Miozän in einer tektonisch ruhigen
Phase befindet, werden u. a. aufgrund der derzeit herrschenden Spannungszustände
in Norddeutschland nach /MRU 11/ tektonische Vorgänge wie Orogenese, Grabenbildung,
hydrothermale Aktivität, Magmatismus oder Gesteinsmetamorphose für die
nächste eine Million Jahre ausgeschlossen.
Fazit:
Für die nächste eine Million Jahre ist davon auszugehen, dass aufgrund der geringen
verbliebenen Mengen mobilisierbaren Hauptsalzes im Bereich der Zechstein-Basis und
unter dem Einfluss des rezenten Hauptspannungsfeldes keine erneute massive Salzeinwanderung
in die Struktur mit entscheidenden Änderungen der geologischen
Standortverhältnisse stattfindet. Die norddeutsche Tiefebene zeichnet sich seit dem
Miozän durch eine vergleichsweise geringe aber stetige Subsidenz und tektonische
Ruhe aus. Die aus der Maßnahme M14 resultierenden Anforderungen an die Standortverhältnisse
können somit als umgesetzt angesehen werden.
138

5.1.4 Verschlusskomponenten
Im Folgenden werden die technischen Verfüll- und Verschlussmaßnahmen erläutert
und die Umsetzung der im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG hierzu geforderten
Maßnahmen geprüft. Bezüglich der ingenieurtechnischen Einzelnachweise, die gemäß
dem Nachweiskonzept des Vorhabens VSG für die Verschlusskomponenten zu führen
waren, wird auf das Kapitel 5.2.2.2 verwiesen.
Das im Vorhaben VSG entwickelte Verfüll- und Verschlusskonzept ist vom Grundprinzip
her für alle Einlagerungsvarianten gleich und besteht aus folgenden Schritten:
1. Die Einlagerung der Endlagerbehälter mit wärmeentwickelnden Abfällen beginnt
im schachtfernsten Einlagerungsfeld Ost 1. Von hier aus erfolgt der von Verfüllmaßnahmen
begleitete Rückbau der konzipierten Endlagerbergwerke in Richtung
Westen. Dabei wird direkt nach der Einlagerung der verbleibende Streckenraum
um die Behälter (Varianten B1 und B2) bzw. der Ringraum zwischen Kokille und
Bohrlochverrohrung (Variante C) mit trockenem Versatzmaterial verfüllt.
2. Die Richtstrecken werden mit angefeuchtetem Salzgrusversatz versetzt.
3. Der Infrastrukturbereich wird mit nicht-kompaktierbarem Versatzmaterial verfüllt.
4. Die Zugangsstrecken in Schachtnähe werden mit Streckenverschlüssen abgedichtet.
5. Die Tagesschächte werden mit Schachtverschlüssen abgedichtet.
5.1.4.1 Verfüllung der Einlagerungsbereiche
Als Versatzmaterial für die Verfüllung der Hohlräume in den Einlagerungsbereichen
wurde für die Varianten A, B1 und B2 in Übereinstimmung mit den Vorgaben
des Sicherheitskonzepts des Vorhabens VSG Salzgrus ausgewählt (Abb. 5.14).
Hintergrund ist, dass dieser in seiner stofflichen Zusammensetzung dem Wirtsgestein
gleich ist, aus der Auffahrung von Grubenbauen in ausreichender Menge im Endlagerbergwerk
zur Verfügung steht und mit erprobten Verfahren in die bergbaulich geschaffenen
Hohlräume eingebaut werden kann. Konzeptionell ist bei der Verfüllung der Einlagerungsbereiche
vorgesehen, dass zur Minimierung von Korrosionsvorgängen nach
der jeweiligen Einlagerung eines Behälters möglichst trockener Salzgrus (Feuchtegehalte
um 0,02 Gew.-%) als Versatzmaterial in die Einlagerungsstrecken eingebracht
139

wird. Ziel ist es, die abfallnahen Feuchtegehalte möglichst gering zu halten, um
dadurch die Gasbildung infolge Korrosion des Behälterstahls bzw. die Mobilisierung
von Radionukliden durch Lösungsvorgänge zu minimieren. Das Salzgrusmaterial soll
dabei aus dem aufgefahrenen Haufwerk gewonnen werden /BOL 11/. Die Verfüllung
der Einlagerungsstrecken erfolgt sukzessive, d. h., es wird Behälter für Behälter zurückgebaut.
Die zugehörigen Querschläge werden, nachdem alle Strecken eines Einlagerungsfeldes
gefüllt und mit Salzgrus versetzt wurden, ebenfalls vollständig mit trockenem
Versatz verfüllt. Als Einbringtechnologie können dabei sowohl Schleuder- als
auch Blasversatzverfahren zum Einsatz kommen.
Beim Konzept der Bohrlochlagerung besteht die einzige Abweichung vom oben genannten
Versatzkonzept darin, dass der verbleibende Ringspalt zwischen Kokillenaußenwand
und der Innenwand der Verrohrung nicht mit Salzgrusversatz, sondern mit
einem nicht kompaktierenden, dauerhaft rieselfähigen Versatzmaterial (z. B. Quarzsand)
befüllt wird. Hierdurch soll die Rückholbarkeit der Kokillen aus den verrohrten
Bohrlöchern auch nach einigen Jahrzehnten durch Ziehen ggf. unter Freirütteln gewährleistet
werden.
Bei der Verfüllung der Richtstrecken ist vorgesehen, dem Salzgrus geringe Menge
Lösung beizugeben (max. 0,6 Gew.-%), um dessen Kompaktion zu beschleunigen (vgl.
auch Kap. 5.1.4.6). Um zu verhindern, dass diese Feuchtigkeit über die Querschläge in
die Einlagerungsfelder zu den Abfallbehältern migriert, wird das jeweilige Ende der
Querschläge in Richtung nördlicher und südlicher Richtstrecke durch einen ca. 10 m
langen Pfropfen aus Sorelbeton verschlossen. Das Verfüllkonzept sieht vor, nach der
Verfüllung eines Einlagerungsfeldes die entsprechenden Abschnitte der Richtstrecken
ebenfalls sukzessive im Rückbau mit Salzgrus zu verfüllen.
5.1.4.2 Verfüllung des Infrastrukturbereichs
Die Grubenbaue des schachtnahen Infrastrukturbereichs werden – abweichend vom
grundsätzlichen Prinzip des Verfüllens mit Salzgrus – mit dauerhaft setzungsstabilem
Material (Serpentinit- oder Basaltschotter) versetzt, so dass ein definierter Porenraum
von ca. 50 % des ursprünglichen Hohlraumvolumens dauerhaft offen bleibt und der
Infrastrukturbereich in der Nachverschlussphase als langfristig offener Porenspeicherraum
dienen kann. Hintergrund dieser Maßnahme ist, dass im Vorhaben VSG als wenig
wahrscheinliche Entwicklung ein partieller Ausfall der Dichtfunktion der Schachtver-
140

schlüsse in der Nachbetriebsphase unterstellt wurde. In diesem Fall sollen durch Verzögerung
des Druckaufbaues Lösungen, die aus den Schächten in den Infrastrukturbereich
gelangen, an einem Vordringen über die Streckenverschlüsse und in die dahinter
gelegenen Einlagerungsbereiche so lange gehindert werden, bis der Salzgrusversatz
in den Einlagerungsbereichen durch fortgeschrittene Kompaktion eine ausreichend
geringe Permeabilität erreicht hat. Aus diesem Grund wird im Sicherheitskonzept des
Vorhabens VSG dem Infrastrukturbereich die Rolle eines verzögernden und druckbrechenden
Funktionselements mit einem Porenvolumen von ca. 45.600 m³ zugewiesen.
In gleicher Weise soll der bereits heute bestehende, 30 m oberhalb der Einlagerungssohle
gelegene Infrastrukturbereich der Erkundungssohle verfüllt werden. Das nach
Verfüllung verbleibende Porenvolumen beträgt hier 41.800 m³. Als weitere Maßnahme
ist das Einbringen von etwa 19.000 t technischem Bischofit 26 geplant. Hierdurch soll
sichergestellt werden, dass ggf. zutretende Mg 2+ -arme Lösungen, die korrosiv auf die
aus Sorelbeton bestehenden Dichtelemente der Strecken- und Schachtverschlüsse
wirken können, bis zur Sorelbetonstabilität mit MgCl 2 angereichert werden 27 (vgl.
auch Kap. 5.1.4.4).
5.1.4.3 Streckenverschlüsse
Als schnellwirkende geotechnische Barrieren werden im Verschlusskonzept bei allen
Einlagerungsvarianten Streckenverschlüsse in den Zugangsstrecken zu den Schächten,
d. h. in den Bergbautransportstrecken (Ost und West) sowie in der Gebindetransportstrecke
(Querschlag Mitte), vorgesehen (Abb. 5.14). Bei der Planung der Position
der Streckenverschlüsse wurde ein hinreichender Abstand zu potenziellen Störzonen
(z. B. Anhydrit, Kaliflöz) berücksichtigt. Aufgrund der Forderung, dass die optional mit
zu berücksichtigenden Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung (Variante A)
aus Gründen der Langzeitsicherheit hydraulisch von den wärmeentwickelnden Abfällen
getrennt werden sollen (vgl. Maßnahme M11), wurde ein zusätzlicher Streckenverschluss
in der nördlichen Verbindungsstrecke zwischen dem West- und dem Ost-
Flügel des Endlagerbergwerks vorgesehen.
26
Wasserhaltiges Magnesiumchlorid mit der Zusammensetzung MgCl 2 • 6H 2 O.
27 MgO-Baustoffe sind im Salzgebirge in Gegenwart von Salzlösungen stabil, wenn wenigsten 50 g
MgCl 2 /kg Wasser (= 0,5 molale MgCl 2 -Lösung bei Sättigung an NaCl) gelöst sind /PAN 13/. Die geochemisch
langzeitstabile Sorelphase ist die 3-1-8 Phase (3Mg(OH) 2·MgCl 2·8H 2 O), die beim Einsatz von
einem Sorelbaustoff vom Typ A1 vermutlich erst aus einer Nachreaktion der ansonsten dominierenden
und primär gebildeten 5-1-8 Phase mit später zutretender MgCl 2 -Lsg. entsteht.
141

Abb. 5.14 Übersichtsdarstellung zu den Verfüll- und Verschlussmaßnahmen am
Beispiel der Streckenlagerung (Variante B1)
Jeder der insgesamt über 140 m langen Streckenverschlüsse besteht aus zwei jeweils
50 m langen Dichtelementen aus Sorelbeton A1, die zwischen Widerlagern, welche
ebenfalls aus Sorelbeton hergestellt sind, eingebracht werden. Die Widerlager dienen
dazu, einseitige Beanspruchungen durch Gas- oder Lösungsdruck ohne Lageverschiebung
in das Gebirge abzutragen. Die drei Widerlager sind zwischen 0,75 m dicken
Schalungsmauern angeordnet, die aus Mauerziegeln, Kalksandsteinen oder Salzbriketts
bestehen können (Abb. 5.15).
142

Abb. 5.15 Konstruktive Gestaltung der Streckenverschlüsse West, Mitte, Ost und
Nord, aus /MÜL 12a/
Auf die Ergebnisse der ingenieurtechnischen Nachweisführung zur Bauwerksintegrität
und der Spezifizierung des hydraulischen Widerstandes wird im Zusammenhang mit
der Umsetzung des Nachweiskonzeptes in Kapitel 5.2.2.2 eingegangen.
5.1.4.4 Schachtverschlüsse
Das Konzept für die Schachtverschlüsse wurde anhand der im Bereich des Schachtes
Gorleben 1 angetroffenen geologischen Verhältnisse entwickelt. Für den Schacht Gorleben
2 wurde im Vorhaben VSG angenommen, dass ein bzgl. der Funktionserfüllung
vergleichbares Schachtverschlusssystem wie im Schacht Gorleben 1 erstellt werden
kann. Zwar liegen bei beiden Schächten unterschiedliche geologische Randbedingungen
vor, woraus sich abweichende Lagen und Mächtigkeiten der einzelnen Schachtverschlusskomponenten
ergeben. Diese Unterschiede sind allerdings so gering, dass
das für den Schacht 1 entwickelte Grundkonzept (Abfolge und Materialwahl der Komponenten)
nach /MÜL 12a/ auch auf den Schacht 2 übertragen werden kann.
In Abb. 5.16 ist der Funktionsentwurf für den Schachtverschluss Gorleben 1 dargestellt.
Es handelt sich um ein Multi-Layer-System, welches aus Dichtelementen, Widerlagern
und Speicherkomponenten besteht. Angaben zu Materialspezifikationen, Mächtigkeiten
und Teufenlage der Funktionselemente enthält Tab. 5.6.
143

Die Materialwahl und Positionierung der Dichtelemente begründet sich wie folgt
/MÜL 12a/:
Aufgabe des 1. Dichtelements ist die hydraulische Dichtwirkung gegenüber Deckgebirgswässern
und seitlichen Lösungszutritten aus der Gorleben-Bank 28 . Weiterhin soll
der Bentonit aufgrund seiner Ionenaustauschkapazität organische Stoffe aus dem
Deckgebirge ausfiltern. Die oberhalb des 1. Dichtelementes anschließende Filterschicht
soll eine gleichmäßige Befeuchtung des darunter liegenden Bentonits sicherstellen,
damit dieser möglichst homogen quillt. Weiterhin soll eine Aufsättigung von
oben zutretender NaCl-untersättigter Deckgebirgslösungen durch direkten Kontakt mit
der Salzkontur oberhalb des 1. Dichtelementes erfolgen, um Lösungs- und Korrosionsprozesse
in den unterhalb folgenden Funktionselementen aus Salzbeton (oberes Widerlager
und 2. Dichtelement) ausschließen zu können.
Die nach unten anschließende Filterschicht dient dazu, das Ausspülen feinkörniger
Bestandteile aus dem darüber liegenden Bentonit-Dichtelement in das unten anschließende
Schotterwiderlager zu verhindern (Erosions- und Suffosionsschutz).
Das unterhalb folgende gebirgsverbundene, dränierte Widerlager besteht aus Salzbeton.
Es soll zusätzliche Setzungen im Bentonit-Dichtelement beschränken, die sich
in Folge der Bemessungssituation Erdbeben rechnerisch ergeben /MÜL 12a/.
28 Bei der Gorleben-Bank (z3OSM) konnte zum Zeitpunkt des Entwurfs des Schachtverschlusssystems
nicht ausgeschlossen werden, dass diese als potenzieller Lösungspfad einen hydraulischen Bypass der
Dichtelemente bewirkt. Aus diesem Grund wurde vorsorglich überall dort, wo die Gorleben-Bank den
Schacht 1 schneidet, planerisch ein Dichtelement angeordnet. Weitere Informationen zu den hydraulischen
Eigenschaften der Gorleben-Bank, die zum Teil auf neuen Erkenntnissen aus der im Jahr 2010
fortgesetzten untertägigen Erkundung des Salzstocks Gorleben fußen, sind dem VSG-Bericht /HAM 12/
zu entnehmen.
144

Abb. 5.16 Modifizierter Funktionsentwurf zum Schachtverschluss Gorleben 1, aus
/MÜL 12a/
Das folgende Widerlager ist erforderlich, um Setzungen in den darüber liegenden
Schachtverschlusskomponenten zu minimieren, damit die Lagestabilität des nicht eigentragfähigen
Bentonits gewährleistet wird. Weiterhin soll das Widerlagermaterial
Schotter als Porenspeicher für eintretende Lösungen wirken und so den Aufbau eines
hydrostatischen Drucks an der Oberfläche der unterhalb folgenden Langzeitdichtung
möglichst lange verzögern. Hierdurch soll ein Zeitgewinn für die Kompaktion des Salzgrusversatzes
der Langzeitdichtung erreicht werden. Im oberen Teil der Speichervolumina
verbleibt lange Zeit ein Luftpolster, das verhindert, dass die Lösungen von unterhalb
mit den Materialien der Dichtelemente in Verbindung kommen. So kann eine
gegenseitige Beeinflussung der Materialien durch Korrosion oder Alteration für die
Zeitphase der Auffüllung des Speichervolumens ausgeschlossen werden.
Die Konzeption der Langzeitdichtung beruht auf der Überlegung, dass für den vorsorglich
angenommenen Fall des Auspressens von Salzlösungen aus dem Endlagerbergwerk
von unten in das Schachtverschlusssystem MgCl 2 -reiche Lösungen zu erwar-
145

ten sind. Wenn diese in Kontakt mit dem zementgebundenen Salzbeton im 2. Dichtelement
treten, kommt es zu dessen Korrosion und zum allmählichen Verlust seiner
abdichtenden Eigenschaften. Für das Eintreten eines solchen Falles wurde bei der
Konzeption des Schachtverschlusssystems vorsorglich ein weiteres Dichtelement aus
angefeuchtetem vorverdichtetem Salzgrus vorgesehen. Dabei wird davon ausgegangen,
dass die Langzeitdichtung zum Eintreten des oben beschriebenen Szenariums
bereits soweit kompaktiert ist, dass sie im Hinblick auf die Dichtwirkung das Dichtelement
aus zementgebundenem Salzbeton dadurch ersetzt, dass ein allmähliches
Zusammenwachsen von Langzeitdichtung und dem verbleibenden, nicht korrodierenden
Salzzuschlag des Salzbetondichtelementes erfolgt.
Tab. 5.6
Zusammenstellung der Materialspezifikationen, Mächtigkeiten und Teufenlage
der Funktionselemente im salinaren Teil des Schachtverschlusses
Gorleben 1 (modifizierter Funktionsentwurf, aus /MÜL 12a/)
Funktionselement Material Dicke Teufe
u. GOK
Filter/Aufsättigung Basaltsplitt, Kies, Sand 36,5 m 349,5 m
1. Dichtelement Bentonit 60 m 386,0 m
Filter Splitt, Kies, Sand 14 m 446,0 m
Gebirgsverbundenes
Widerlager dräniert
Salzbeton 12,5 m 460 m
Widerlager/ Speicher Basaltschotter 127,5 m 472,5 m
Langzeitdichtung
angefeuchteter, vorverdichteter
Salzgrus
50 m 600,0 m
Opferschicht Salzbeton 10 m 650,0 m
Fiktives Widerlager Salzbeton 25 m 660,0 m
2. Dichtelement Salzbeton 70 m 685,0 m
Fiktives Widerlager Salzbeton 25 m 755,0 m
Widerlager/ Speicher/
Aufsättigung
Basalt- oder Serpentinitschotter/
technisches Bischofit
66 m 780,0 m
3. Dichtelement Sorelbeton 30 m 846,0 m
Widerlager Sorelbeton 57 m 876,0 m
Eine für den Salzbeton schädliche Magnesium- bzw. Sulfat-Aufsättigung im Schachtbereich
oberhalb des 2. Dichtelements ist aus verschiedenen in /MÜL 12a/ dargelegten
Gründen unwahrscheinlich. Bei der Auslegung des Schachtverschlusssystems wurde
jedoch auch der Fall betrachtet, dass ausschließlich sulfatreiche Lösungen aus dem
oberhalb des Salzspiegels gelegenen Gipshut mit dem 2. Dichtelement in Kontakt tre-
146

ten. Unter diesen Bedingungen könnten rechnerisch 952 t zementgebundener Salzbeton
korrodiert werden. Aus diesem Grund wurde planerisch eine 10 m mächtige Opferschicht
aus Salzbeton vorgesehen, die das unterhalb folgende 2. Dichtelement vor
hydrochemischen Angriffen durch Gipshutlösungen schützen soll.
Aufgabe des 2. Dichtelements aus Salzbeton ist ebenfalls die hydraulische Dichtwirkung
gegenüber Deckgebirgswässern und Lösungszutritten aus der Gorleben-Bank.
Gleichzeitig dient das Salzbeton-Dichtelement als (fiktives) Widerlager, um die Lagestabilität
der darüber gelegenen Funktionselemente, insbesondere der Langzeitdichtung,
zu gewährleisten. Die Dimensionierung der beiden, das 2. Dichtelement begrenzenden
Salzbetonabschnitte, die diese Widerlagerfunktion ausüben sollen, wurde aus
den Ergebnissen statischer Berechnungen abgeleitet. Bautechnisch handelt es sich
dabei lediglich um eine entsprechende Erhöhung der Mächtigkeit des Salzbetonverschlusses,
weswegen die rechnerisch zum Lastabtrag erforderlichen, jeweils 25 m langen
Abschnitte als „fiktive Widerlager“ bezeichnet werden.
Das Schotterwiderlager soll ebenfalls setzungsbedingte Lageverschiebungen in den
oberhalb befindlichen Funktionselementen verhindern. Weiterhin besteht die Aufgabe
der MgCl 2 -Aufsättigung von Mg 2+ -untersättigten Lösungen. Das Schotterwiderlager ist
daher mit dem Bischofit-Depot im Infrastrukturbereich der Erkundungssohle hydraulisch
verbunden. Hierdurch soll eine ausreichende Mg 2+ -Aufsättigung der Lösungen,
die mit dem Sorelbeton-Dichtelement seitlich in Kontakt treten, garantiert werden. Hintergrund
dieser Maßnahme ist der Korrosionsschutz des unten anschließenden
3. Dichtelementes.
Das 3. Dichtelement wurde eingeplant, um einerseits eine hydraulische Trennung der
Infrastrukturbereiche der Erkundungssohle und der konzipierten Einlagerungssohle zu
bewirken und andererseits die in dieser Tiefe im Schachtbereich ebenfalls auftretende
Gorleben-Bank abzudichten. Als Material wurde Sorelbeton gewählt, der im Gegensatz
zu Salzbeton nicht durch Mg 2+ -haltige Lösungen angegriffen werden kann. Hintergrund
für diese Materialwahl ist, dass im Infrastrukturbereich der Erkundungssohle lokal das
Kaliflöz Staßfurt mit Carnallit als mineralischer Hauptkomponente aufgeschlossen ist.
Aufgrund der höheren Löslichkeit von MgCl 2 im Vergleich zu NaCl musste bei den Planungen
davon ausgegangen werden, dass sich Lösungen, die in diesem Bereich mit
dem Kaliflöz Staßfurt in Kontakt stehen, an Magnesium anreichern. In dieser Zusammensetzung
würden sie ein Dichtelement aus Salzbeton chemisch angreifen. Dagegen
ist Sorelbeton langzeitstabil gegenüber MgCl 2 -haltigen Lösungen. Da jedoch trotz des
147

im Grubengebäude aufgeschlossenen Kalilagers das tatsächliche Ausmaß der
Mg 2+ -Aufsättigung am Carnallitit ungewiss ist, wurde als zusätzliche Maßnahme im
Verschlusskonzept das oben beschriebene Bischofit-Depot als künstlicher Magnesiumlieferant
eingeplant.
Das untere Widerlager besteht aus den gleichen Gründen wie beim 3. Dichtelement
aus Sorelbeton. Seine Aufgabe ist es, die darüber liegenden Funktionselemente des
Schachtverschlusses lagestabil zu halten und die auftretenden Lasten in das Gebirge
im Bereich der Schachtsohle abzutragen.
5.1.4.5 Forschungs- und Entwicklungsbedarf
Bei den beschriebenen Verfüll- und Verschlussmaßnahmen handelt es sich um Konzeptionen,
die eine Weiterentwicklung von umfangreichen vorlaufenden Forschungsund
Entwicklungsarbeiten darstellen. Der Detaillierungsgrad der Planungen wird für die
Zwecke einer vorläufigen Sicherheitsanalyse generell als ausreichend angesehen.
Zum Teil gehen die beschriebenen Maßnahmen auch über das konzeptionelle Stadium
hinaus.
Zu technischen Verfahren zum Einbringen von trockenem Salzgrusversatz in untertägige
Hohlräume wurden bereits in situ Versuche durchgeführt /BOL 12/. Zum Einbringen
von angefeuchtetem Versatz in untertägige Hohlräume liegen aus dem kon
ventionellen Bergbau (z. B. für Versatzmaßnahmen im Werra-Gebiet mit Feuchtigkeitsgehalten
bis zu 3 %) bereits praktische Erfahrungen vor, die für die Einbringungstechnik
in Richtstrecken noch weiter entwickelt werden müssen. Dafür sind zum einen
technische Verfahren zu entwickeln, die eine homogene, jedoch geringe Durchfeuchtung
des Versatzmaterials gewährleisten. Zum andern sind entsprechende Einbringverfahren
zu erproben und ggf. zu optimieren. Weiterhin sind im Rahmen von F&E-
Vorhaben die thermo- und hydromechanischen Prozesse im angefeuchteten Salzgrus
zur verbesserten Beschreibung des Kompaktionsverhaltens mittels Stoffgesetzen zu
untersuchen.
Unabhängig vom Feuchtegehalt ist insbesondere das Prozessverständnis zur langfristigen
Entwicklung der Porosität und Permeabilität eines Salzgrusversatzkörpers von
Bedeutung (vgl. hierzu die Ausführungen im Zusammenhang mit der Maßnahme M6 in
Kapitel 5.1.4.6). Auch für die möglichst vollständige Verfüllung des Infrastrukturbe-
148

eichs mit Basalt- respektive Serpentinit-Schotter sind noch optimierte Einbringverfahren
zu entwickeln und zu erproben. Bezüglich offener Fragen bei der Verfüllung von
verrohrten Einlagerungsbohrlöchern (Variante C) wird auf Kapitel 5.1.2.2 verwiesen.
Für Strecken- und Schachtverschlüsse kann auf fortgeschrittene Planungen und zum
Teil auf erprobte Komponenten von Verschlussbauwerken im Bergwerk Asse II sowie
im konventionellen Salzbergbau zurückgegriffen werden. Entsprechende Ausführungen
zum Stand der Erfahrungen im Bau von technischen Verschlussbauwerken sind den
Abschlussberichten /MÜL 12a/ und /MÜL 12b/ zu entnehmen. Die Durchführung von in
situ-Versuchen mit prototypischen Verschlussbauwerken zum Nachweis der Funktionstüchtigkeit
und der technischen Machbarkeit unter realen Bedingungen wird in Anbetracht
der Komplexität der Bauwerke und Prozesse dennoch für erforderlich gehalten.
Neben weiteren offenen Fragen zur Spezifizierung des hydraulischen Widerstands
sowie zum Nachweis der Bauwerksintegrität, die in Kapitel 5.2.2.2 bzw. 7.2.2 behandelt
werden, ergibt sich nach /MÜL 12b/ im Detail noch zu folgenden Aspekten Forschungs-
und Entwicklungsbedarf:
Kontaktzonen von Dicht- und Widerlagerelementen: Kontaktzonen zwischen unterschiedlichen
Baustoffen weisen häufig andere mechanische, hydraulische und chemische
Eigenschaften auf als die Baustoffe selbst. Insbesondere für die hydraulischen
Eigenschaften liegen derzeit sehr wenige Werte vor, die in der Regel auf In-situ-
Messungen basieren. Das geochemische Verhalten von Kontaktzonen, in denen es
über längere Zeiträume zu lokalisierten Materialveränderungen durch Korrosion kommen
kann, ist versuchstechnisch nicht untersetzt. Im Abschlussbericht /MÜL 12b/ wird
der Einfluss der Korrosion für das Verschlusssystem hinsichtlich eines möglichen Integritätsverlustes
als gering eingeschätzt. Diese Einschätzung ist durch entsprechende
Experimente noch zu belegen.
Geochemische Wechselwirkungen zwischen Betonausbau und dem Bentonit-
Dichtelement: Zementphasen aus dem wasserdichten Ausbau mit Normalbeton im
lösungsführenden Deckgebirge können möglicherweise die Eigenschaften von Bentonit,
insbesondere sein Quellverhalten, nachteilig beeinflussen. Der Verlust der Quellfähigkeit
führt ggf. zur Erhöhung der Permeabilität des Bentonits. Diese Wechselwirkung
zwischen Zementphasen und Bentonit wird international im Rahmen vieler
Endlagerprojekte intensiv untersucht, wurde jedoch bislang in Bezug auf die genauen
Verhältnisse in den Schächten am Standort Gorleben nicht systematisch aufgearbeitet.
149

In /MÜL 12b/ wird der Einfluss dieser Prozesse auf die Quellfähigkeit des Bentonits als
gering eingeschätzt, was jedoch durch standortspezifische Untersuchungen zukünftig
noch zu belegen ist.
Insgesamt bleibt festzustellen, dass an der technischen Umsetzbarkeit und der Funktionstüchtigkeit
der im Vorhaben VSG konzipierten Verschlussmaßnahmen, die
schnellwirksamen technischen Barrieren betreffend, keine erheblichen Zweifel bestehen.
Der Nachweis der technischen Umsetzbarkeit und Funktionsfähigkeit von Teilkomponenten
der Verschlussmaßnahmen (z. B. Schachtdichtelemente auf Salzbetonbasis)
steht jedoch noch aus, wobei zu berücksichtigen ist, dass Schachtverschlüsse
im konventionellen Salzbergbau bereits erprobt sind. Weiterhin steht die oben angeführte
Einschätzung unter dem gleichen Vorbehalt wie bei den Maßnahmen M4, M12
und M15, dass die planerischen Grundlagen für die Entwicklung der Verschlusskonzepte
im Hinblick auf die Positionierung, die Dimensionierung und das Material der
Dichtelemente dem tatsächlichen geologischen Internaufbau der Salzstruktur Gorleben
entsprechen.
Für das Versatzkonzept, welches zur Herstellung einer langfristigen geotechnischen
Barriere dient, gilt zusätzlich die Einschränkung, dass zukünftig noch nachzuweisen ist,
dass der Salzgrusversatz am Ende seiner Kompaktion tatsächlich hydraulische und
geomechanische Eigenschaften annimmt, die denen des intakten Steinsalzes ähneln
(vgl. entsprechende Ausführungen am Ende des Kapitels 5.1.4.6).
5.1.4.6 Umsetzung der Anforderungen des Sicherheitskonzepts an die Verschlusskomponenten
Maßnahme M5: Anforderungen an Schacht- und Streckenverschlüsse
Entsprechend der Maßnahme M5 muss der hydraulische Widerstand der Verschlussbauwerke
in den Tagesschächten und in den Zugangsstrecken zwischen dem Infrastrukturbereich
und den Einlagerungsbereichen so bemessen sein, dass ein Vordringen
von Lösungen zu den Abfällen verhindert bzw. zumindest soweit begrenzt wird,
dass es im Sinne der Sicherheitsanforderungen nicht zu unzulässigen Freisetzungen
von gelösten Radionukliden oder zu einem korrosionsbedingten Gasdruckaufbau
kommt, durch den die Integrität der geologischen Barriere gefährdet wird. Diese Anforderung
besteht so lange, bis der Salzgrusversatz aufgrund seiner fortgeschrittenen
150

Kompaktion die Barrierenwirkung der geotechnischen Verschlussbauwerke übernommen
hat. Bei der Auslegung der Verschlussbauwerke werden Lastfälle von möglichen
beeinflussenden Prozessen, die die Bandbreite der möglichen zukünftigen Entwicklungen
während ihrer geforderten Funktionsdauer nach Möglichkeit abdecken sollen, zugrunde
gelegt.
Mit der Maßnahme M5 sind dabei folgende sicherheitsrelevante Aspekte zur Anforderung
zum Erhalt der Barrierenwirkung der Schacht- und Streckenverschlüsse (Langzeitstabilität)
während ihrer Funktionsdauer zu betrachten:
hydraulische Widerstände der Funktionselemente,
Funktionsdauer der Schacht- und Streckenverschlüsse,
Prozesse und Ereignisse, die die Sicherheitsfunktionen der Schacht- und Streckenverschlüsse
beeinträchtigen können,
Umläufigkeiten bzgl. der Funktionselemente (Auflockerungszone und Gorleben-
Bank) und
Qualitätssicherungsmaßnahmen beim Bau der Schacht- und Streckenverschlüsse.
Die konzeptuelle Auslegung des Verschlusssystems erfolgte durch eine Vorbemessung,
die in /MÜL 12a/ dokumentiert ist. Die Vorbemessung eines Bauwerks wird am
Anfang bautechnischer Planungen vorgenommen; eine endgültige Bemessung eines
Bauwerks kann ingenieurtechnisch erst nach Abschluss aller Planungsstadien erfolgen.
Auf der Grundlage der Vorbemessung wurde eine vertiefte Nachweisführung vorgenommen,
die in /MÜL 12b/ dokumentiert ist und deren Ergebnisse im Zusammenhang
mit der Umsetzung des Nachweiskonzeptes des Vorhabens VSG in
Kapitel 5.2.2.2 diskutiert werden.
151

Hydraulische Widerstände der Funktionselemente: Für den Entwurf der Verschlusssysteme
wurden zunächst die hydrogeologischen Randbedingungen im Bereich der
Schächte eruiert. Im Bereich der Schächte Gorleben 1 und Gorleben 2 treten im Deckgebirge
mehrere Grundwasserstockwerke auf, in denen die Salinität der Grundwässer
mit zunehmender Tiefe bis zur vollständigen Sättigung zunimmt. Im Bereich des Deckgebirges
ist in beiden Schächten ein wasserdichter Ausbau bereits heute vorhanden.
Innerhalb der Salzstruktur sind die in Kap 5.1.4 beschriebenen, aus verschiedenen
Dicht- und Speicherelementen aufgebauten Schachtverschlüsse vorgesehen, um den
Lösungszutritt aus dem Deck- und Nebengebirge so weit zu begrenzen, dass allenfalls
geringe Mengen an Lösungen in das Grubengebäude eindringen können. Die Spezifizierung
der hydraulischen Widerstände der Dichtkörper erfolgte unter Berücksichtigung
der Kontakt- und der Auflockerungszonen unter Standortbedingungen.
Die Funktionselemente des Schachtverschlusses, deren Material- und Geometrieeigenschaften
in /MÜL 12b/ dargestellt werden, sind gegen die zu erwartenden Fluiddrücke
(hydrostatischer Druck der Wassersäule, der auf den Funktionselementen lasten
kann) ausgelegt. Die zu gewährleistende integrale Permeabilität, die der
Vorbemessung zugrunde lag, wurde mit 5·10 -17 m 2 angesetzt. Nach der Detailplanung
der einzelnen Funktionselemente ergab sich aufgrund der geringen Durchlässigkeit
des 2. Dichtelementes und der Langzeitdichtung (nach Kompaktion) eine um Größenordnungen
geringere integrale Permeabilität (Tab. 5.7).
152

Tab. 5.7 Auslegungsgrößen der Funktionselemente nach /MÜL 12a/
1)
Funktionselement Material Permeabilität
[m²]
Filter/Aufsättigung
Basaltsplitt, ggf.
Kies, Sand
Porosität
[%]
10 -10 – 10 -12 25 – 35
1. Dichtelement Bentonit integral: 1·10 -17 27 – 34
Filter Splitt, Kies, Sand 10 -10 – 10 -12 25 – 35
Widerlager 1 dräniert Salzbeton wie Schotter
10 -10 – 10 -12 10
Speicher (Schotter 1) Basaltschotter 10 -7 – 10 -9 23 oder 38
Langzeitdichtung feuchter Salzgrus 10 -13 – 10 -15 1) 10 1)
(durch Kompaktion
Reduktion)
Widerlager 2 Salzbeton Salzbeton 2·10 -15 10
2. Dichtelement Salzbeton integral: 7·10 -19 10
Widerlager 3 Salzbeton integral: 7·10 -19 10
Speicher (Schotter 2)
Basalt-/ Serpentinitschotter
10 -7 – 10 -9 38
3. Dichtelement Sorelbeton integral: 5·10 -17 16 – 24 1) (durch
Quellen Reduktion)
Widerlager 4 Sorelbeton Sorelbeton 5·10 -17 16 – 24 1) (durch
Quellen Reduktion)
Anfangspermeabilität bzw. -porosität, weitere Informationen zu den Auslegungsgrößen in
/MÜL 12a/.
Die Streckenverschlüsse wurden aus Gründen der Langzeitstabilität analog zum dritten
Dichtelement des Schachtverschlusses aus Sorelbeton mit einer integralen Permeabilität
von 5·10 -17 m 2 ausgelegt. Die Konstruktion der Streckenverschlüsse lehnt sich an
die bereits bautechnisch umgesetzten Strömungsbarrieren (Abdichtbauwerke) in der
Schachtanlage Asse II an /MÜL 12a/.
Für die Erfüllung der mit der Maßnahme M5 verbundenen Forderung, ein Vordringen
von Lösungen zu den Abfällen zu ver- bzw. behindern, spielen nicht nur die oben genannten
hydraulischen Eigenschaften der Dichtelemente in den Schacht- und Streckenverschlüssen,
sondern auch die im Verschlusskonzept vorgesehenen Speicherelemente
eine wesentliche Rolle. Dies betrifft neben den im
Schachtverschlusssystem vorgesehenen Speicherelementen insbesondere das Konzept
der Verfüllung des Infrastrukturbereichs mit setzungsarmem Schotter (s. Kap.
5.1.4.2). Die außerhalb des Hauptsalzes möglicherweise salzstockintern vorhandenen
und zu betrachtenden Lösungen (Formationswässer) von maximal 5.100 m³, die in den
153

Infrastrukturbereich zutreten /WOL 12b/, können dort durch das Speichervolumen im
Porenraum des Schotters konstruktiv beherrscht werden.
Funktionsdauer der Schacht- und Streckenverschlüsse: Wie nachfolgend im Zusammenhang
mit den Maßnahmen M6, M8 und M16 dargestellt, wird nach heutigem
Kenntnisstand davon ausgegangen, dass unter Endlagerbedingungen die Kompaktion
des Salzgrusversatzes bis zu dessen hydraulischer Dichtwirkung maximal 1.000 Jahre
dauert /MÖN 12/. Nach dem Stand von Wissenschaft und Technik wird davon ausgegangen,
dass die Porosität des Salzgrusversatzes danach so gering ist, dass die versetzten
Bereiche die hydraulische Barrierenwirkung der Strecken- und Schachtverschlüsse
ersetzen können. Da ab diesem Zeitpunkt der sichere Einschluss der in den
radioaktiven Abfällen enthaltenen Radionuklide durch den Salzgrusversatz im Verbund
mit der geologischen Barriere bewirkt wird, werden dann die Schacht- und Streckenverschlüsse
als schnellwirksame Barrieren sicherheitskonzeptionell im Prinzip als
nicht mehr relevant angesehen.
Aufgrund der Ungewissheiten zur Kompaktionsgeschwindigkeit des Salzgrusversatzes
(s. nachfolgende Ausführungen zu den Maßnahmen M6, M8 und M16) sieht das Verschlusskonzept
des Vorhabens VSG jedoch eine weit über 1.000 Jahre hinausreichende
Funktionsdauer von 50.000 Jahren für die Schacht- und Streckenverschlüsse vor.
Die Bemessung der Funktionsdauer ergab sich aus dem Umstand, dass für den
Schachtverschluss die hydrogeologischen Verhältnisse im Deckgebirge von grundlegender
Bedeutung sind. Da eine Prognose der hydrogeologischen Verhältnisse im
Deckgebirge während und nach der nächsten Eiszeit nicht möglich ist, wurde der Funktionszeitraum
des Verschlusssystems auf den Zeitraum bis zur nächsten Eiszeit beschränkt,
die gemäß geologischer Langzeitprognose frühestens in ca. 50.000 Jahren
auftritt /MRU 11/. Auch nach diesem Zeitpunkt kann das Verschlusssystem durchaus
noch funktionstüchtig sein, es bestehen lediglich vom Sicherheitskonzept her keine
Anforderungen an die hydraulische Wirksamkeit seiner Komponenten.
In der Auslegung orientiert sich die Funktionsdauer an der Länge der im Stilllegungsverfahren
zum Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM) geplanten Streckenabdichtungen
von 26 m, für die im Zeitraum von 25.000 Jahren ein korrosionsbedingter
Durchbruch nicht zu erwarten ist. Um einen Zeitraum von 50.000 Jahren
abzudecken wurde in der Summe die wirksame Länge der Dichtelemente aus Salzbeton
auf 50 m vergrößert, d. h. in etwa verdoppelt /MÜL 12a/.
154

Die Ergebnisse zum Nachweis der Dauerhaftigkeit der Schachtverschlussbauwerke
sind in Kapitel 5.2.2.2 zusammenfassend und in /MÜL 12b/ ausführlich dargestellt.
Prozesse und Ereignisse, die die Sicherheitsfunktionen der Schacht- und Streckenverschlüsse
beeinträchtigen können: An die Schacht- und Streckenverschlüsse wird die
Anforderung der Langzeitstabilität gegenüber Prozessen gestellt, die die Verschlussbauwerke
innerhalb ihres Funktionszeitraums beeinträchtigen können. In /MÜL 12a/
wurden im Rahmen der Vorbemessung die einzelnen Prozesse, die die Sicherheitsfunktionen
der Schacht- und Streckenverschlüsse beeinflussen können, analysiert.
Hieraus ergaben sich nachstehende Anforderungen an die Vorbemessung:
Die chemischen Einwirkungen müssen soweit beherrschbar sein, dass keine maßgebliche
Permeabilitätserhöhung oder eine mechanische Beeinträchtigung (z. B.
durch Festigkeitsverlust) erfolgt (chemische Vorbemessung, siehe hierzu Ausführungen
zur Umsetzung der Maßnahme M9).
Die mechanischen Einwirkungen (u. a. Erdbeben) müssen soweit beherrschbar
sein, dass keine maßgeblichen Rissbildungen oder Auflockerungen mit der Folge
signifikanter Permeabilitätserhöhung entstehen (mechanische Vorbemessung, Ergebnisse
s. Kap. 5.2.2.2).
Das Verschlusssystem muss geeignet sein, das Entwurfsziel „kein Zutritt von Tages-,
Deckgebirgs- und Formationswässern zu den radioaktiven Abfällen“ zu erfüllen
(hydraulische Vorbemessung, Ergebnisse s. Kap. 5.2.2.2).
Weiterhin besteht hinsichtlich der thermischen Einwirkungen infolge der eingelagerten
wärmeentwickelnden Abfälle auf die Schacht- und Streckenverschlüsse die Anforderung,
dass die durch thermische Expansion und Kontraktion verursachten Zwangsverformungen/Zwangsspannungen
nicht Sicherheitsfunktionen der Verschlusssysteme
beeinträchtigen.
Zusammenfassend lässt sich feststellen, dass das Verschlusssystem einen hinreichenden
Widerstand gegen einen korrosionsinduzierten Zutritt von Tages-, Deckgebirgs-
und Formationswässern zu den radioaktiven Abfällen aufweist, wenn eine zusätzliche
Salzbeton-Opferschicht von 10 m Dicke eingebracht wird. Die auftretende
Korrosion konzentriert sich dann auf die Opferschicht bzw. wird durch das geplante
Bischofitdepot im Vorfeld vermieden. Dies gilt auch im Falle der durch die wärmeent-
155

wickelnden Abfälle zu erwartenden, erhöhten Temperaturen. Alterationsprozesse im
Bentonit (z. B. Illitisierung) verlaufen nach /MÜL 12a/ unter den thermischen und geochemischen
Bedingungen in den Schächten Gorlebens sehr langsam und werden deshalb
als vernachlässigbar angesehen.
Die für die mechanische Vorbemessung verwendeten Rechenmodelle basieren auf
analytischen Ansätzen. Ausgangspunkt aller Ansätze sind Betrachtungen zum statischen
Gleichgewicht am starren Körper, Verformungen werden – sofern erforderlich –
im Nachgang durch Einsetzen der konstitutiven Beziehung aus den Spannungsverteilungen
ermittelt.
Im Rahmen der mechanischen Vorbemessung erfolgte eine Abschätzung
der Tiefe der Auflockerungszone zur Bestimmung der Nachschnitttiefe,
der erforderlichen Widerlagerlänge für kohäsive Widerlagerelemente,
der Setzungen der Filterschicht in Folge der Auflast und der zusätzlichen Setzungen
unter Erdbebenbelastung.
Die Einwirkungen des Gebirgsdruckes bzw. der Gebirgsauflast und der hydraulische
Druck der Deckgebirgswässer stellen aufgrund ihrer Größe zu beherrschende Einwirkungen
dar, wodurch infolge Rissbildung oder Auflockerung mechanisch induzierten
Beeinträchtigungen der geplanten hydraulischen Widerstände der Schacht- und Streckenverschlüsse
konstruktiv entgegengewirkt werden kann.
Die Ermittlung der erforderlichen Nachschnitttiefe im Bereich der Auflockerungszone
erfolgt an den „mittleren“ Positionen der Dichtelemente, so dass noch eine maßvolle
Veränderung der Lage der Dichtelemente möglich ist. Hierbei werden für die beiden
oberen Dichtelemente „mittlere“ Positionen der Abschnitte jeweils ober- und unterhalb
der Gorleben-Bank angegeben.
Die beiden kohäsiven Dichtelemente aus Salz- und Sorelbeton weisen unter Berücksichtigung
der zusätzlichen Widerlagerlänge jeweils einen ausreichenden Widerstand
gegen einen mechanisch durch Rissbildung induzierten Zutritt von Tages-, Deckgebirgs-
und Formationswässern auf. Dies gilt sowohl für den Baukörper als auch für die
Kontaktzone. Ohne Rissbildung findet keine dilatante Auflockerung statt und die Verformungen
bleiben beschränkt. Die Tragfähigkeit ist damit konstruktionsbedingt implizit
gegeben (vgl. Kap. 5.2.2.2). Zur Ermittlung der Setzung der Filterschicht und der
156

Schottersäule wird konservativ für die Verfüllsäule oberhalb des Bentonitdichtelementes
die Auflast des Deckgebirges (Überlagerungsdruck) zugrunde gelegt. Weiterhin
wird ein klimabedingter Meeresspiegelanstieg von 50 m berücksichtigt. Für die Schottersäule
werden nur geringe Setzungen von 2 cm ermittelt. Die Gesamtsetzung beträgt
rechnerisch 29 cm, die das 60 m mächtige Bentonit-Dichtelement aufgrund der geringen
potenziellen Auflockerungen schadlos aufnehmen kann.
Hinsichtlich der Abschätzung der zusätzlichen Setzung der Schottersäule unter Erdbebenbelastung
lässt sich feststellen, dass mögliche Setzungen des hierfür empfindlichen,
da nicht eigentragfähigen 1. Dichtelementes aus Bentonit durch die Anordnung
des zusätzlichen, dränierten Widerlagers soweit beschränkt bleiben, dass ein durch
Auflockerung induzierter Zutritt von Tages-, Deckgebirgs- und Formationswässern zu
den radioaktiven Abfällen durch das Bentonit-Dichtelement auch im Falle einer zusätzlichen
Einwirkung durch Erdbeben ausgeschlossen werden kann.
Bei der hydraulischen Vorbemessung wurde überprüft, ob das Verschlusssystem unter
den wahrscheinlichen Bedingungen (ständige Bemessungssituation) das Entwurfsziel
erreicht. Zur Vorbemessung wurden Rechenmodelle verwendet, beruhend auf einfachen
analytischen Ansätzen, zur Abschätzung und Ermittlung
der Durchbruchszeit von Salzlösung durch das Bentonitdichtelement,
des Durchflussvolumens an Lösung durch das Bentonitdichtelement und
der Zeitdauer bis zur Auffüllung des anschließenden Speichervolumens.
Nach dem Ergebnis der hydraulischen Auslegungsrechnungen /MÜL 12a/ gelangen
innerhalb von 100.000 Jahren ca. 10.000 m 3 Lösung in den mit Schotter versetzten
Infrastrukturbereich. Dieser ist damit erst teilgesättigt, es baut sich somit innerhalb des
oben genannten Zeitraums kein hydrostatischer Druck an den Streckenabdichtungen
auf. Auch ein sich in den Einlagerungsbereichen entwickelnder Gasdruck führt nicht zu
einer Änderung der Eigenschaften des Schachtverschlusses, da der Gasdruck im
Speichervolumen des Infrastrukturbereiches soweit reduziert wird, dass die Integrität
des Schachtverschlusssystems nicht gefährdet wird.
Die Ergebnisse der Rechnungen zum weniger wahrscheinlichen Alternativszenarium
des Schachtverschlussversagens (außergewöhnliche Bemessungssituation) zeigten,
dass im Lauf der Zeit Lösungen entsprechend den Strömungswiderständen in die
157

Funktionselemente eindringen. Diese Lösungen fließen weiter in den Infrastrukturbereich.
Die Verzögerungswirkung der Speichervolumina in den einzelnen Komponenten
des Schachtverschlusses führt dazu, dass in diesem Fall der Infrastrukturbereich rechnerisch
erst nach 2.700 Jahren aufgefüllt ist /MÜL 12a/ und der hydraulische Druck an
den Streckenabdichtungen sich entsprechend spät aufbaut. Nach heutigem Kenntnisstand
/POP 12/, der noch abschließend zu belegen ist, hat zu diesem Zeitpunkt die
Salzgruskompaktion eine Porosität von ca. 1 % erreicht, so dass der Versatz seine
volle Barrierenwirkung aufweist.
Zur Vorbemessung der Streckenverschlüsse wurden Plausibilitätsbetrachtungen auf
Basis der im Rahmen der Vorsorge- und Notfallmaßnahmen für das Bergwerk Asse
bereits gebauten bzw. geplanten Strömungsbarrieren durchgeführt. Diese waren darauf
ausgelegt, nach 2 bis 3 Jahren Standzeit einseitigen Druck bis zu 1 MPa sowie bei
vergleichsweise hohen Druckaufbauraten (Lösung) nach 30 bis 100 Jahren Drücke von
bis zu 12 MPa, allerdings bei nur geringen Differenzdrücken von weniger als 1 MPa,
schadlos aufzunehmen. Bei dem Entwurf der im Vorhaben VSG entwickelten Streckenverschlüsse
wurde davon ausgegangen, dass die oben genannten Bedingungen
vergleichbar oder konservativ sind, was im Rahmen der vertieften Nachweisführung
/MÜL 12b/ (s. Kap. 5.2.2.2) zu überprüfen war.
Das Versagen eines Streckenverschlusses und das Versagen eines Schachtverschlusses
sind voneinander unabhängige Prozesse. Das gleichzeitige Versagen dieser
Bauwerke braucht daher laut /BMU 10a/ im Rahmen der Vorbemessung nicht betrachtet
zu werden. Bei einer Vorbemessung des Streckenverschlusses mit unterstelltem
Versagen dieses Verschlusses wäre der dann als intakt unterstellte Schachtverschluss
allein in der Lage, den Zutritt von Tages-, Deckgebirgs- und Formationswässern zu den
radioaktiven Abfällen zu unterbinden.
Hydraulische Umläufigkeit: Bei der Spezifizierung der hydraulischen Widerstände der
Funktionselemente als Ausfluss der integralen Anforderungen an die Schacht- und
Streckenverschlüsse wurden neben den hydraulischen Widerständen der Dichtkörper
auch die Permeabilitäten der Kontaktzonen und der Auflockerungszonen mit betrachtet.
An den Lokationen der vorgesehenen Dichtelemente sollen nach den in /MÜL 12a/
vorgestellten Planungen der Ausbau entfernt und die Dichtelemente zeitnah eingebracht
werden, um Umläufigkeiten zu verhindern. Ein hydraulischer Bypass der
158

Schachtverschlüsse, der durch das anstehende Gebirge, vor allem durch das mehrmalige
Ausstreichen der Gorleben-Bank in den Schachtaufschlüssen ggf. verursacht werden
könnten, wird durch die darauf ausgerichtete Positionierung der drei Dichtelemente
im Schacht verhindert.
Qualität der Schacht- und Streckenverschlüsse: Damit die Schacht- und Streckenverschlüsse
auslegungskonform die geforderten Eigenschaften nach dem Bau erreichen
bzw. diese über ihre Funktionsdauer beibehalten, wurde im Rahmen der Vorbemessung
auch auf Qualitätssicherungsmaßnahmen eingegangen. Das
Verschlusssystem aus Schachtverschlüssen und Streckenverschlüssen, die als geotechnische
Bauwerke eingestuft werden, unterliegen den in /CEN 09/ und /CEN 10/
beschriebenen Qualitätsanforderungen.
Fazit:
Die Ergebnisse der Analysen der Vorbemessung ergaben, dass unter den berücksichtigenden
Prozessen die Strecken- und Schachtverschlüsse während ihrer Funktionsdauer
ihre Sicherheitsfunktionen beibehalten. Die Darstellung und Diskussion der Ergebnisse
der Analysen zur entsprechenden Nachweisführung der Dauerhaftigkeit
erfolgt in Kapitel 5.2.2.2.
Für die ständige Bemessungssituation (Referenzszenarium) kann festgestellt werden,
dass kein Zutritt von Tages-, Deckgebirgs- und Formationswässern durch die Schächte
bis zu den radioaktiven Abfällen auftritt. Für diese Aussage ist ingenieurtechnisch eine
ausreichende Zuverlässigkeit gegeben, da die Vorbemessung und die vertiefte Nachweisführung
(Kap. 5.2.2.2) zeigen, dass die verschiedenen Komponenten nur in geringem
Umfang beansprucht werden. Im Falle der außergewöhnlichen Bemessungssituation
Streckenverschlussversagen (Alternativszenarium) gilt dies ebenfalls, da der
Schachtverschluss in Verbindung mit dem Infrastrukturbereich in der Lage ist, den Zutritt
von Lösungen zu den Streckenverschlüssen soweit zu unterbinden, dass keine
relevanten Lösungsmengen an den Streckenverschlüssen anstehen, bevor der Salzgrusversatz
eine ausreichende Barrierenwirkung entfaltet hat. Der Schachtverschluss
bewirkt somit im Zusammenwirken mit dem Speicherglied Infrastrukturbereich eine
hinreichende Verzögerung des Zutritts von Salzlösung, so dass gewährleistet ist, dass
der Salzgrusversatz bis zu seiner hydraulischen Dichtwirkung kompaktieren kann, ohne
dass es vorher zu Lösungszutritten zu den Abfällen kommt.
159

Anzumerken ist, dass das Konzept der Abdichtung der Gorleben-Bank durch Dichtelemente
nur dann sinnvoll ist, wenn die Gorleben-Bank selbst nicht im Infrastrukturbereich
der Einlagerungssohle aufgeschlossen ist. Ein erneuter Aufschluss der Gorleben-
Bank in geringer Entfernung zum Schacht Gorleben 1 durch den Infrastrukturbereich
der Einlagerungssohle kann gemäß heutigem Stand der Erkundung bei Anbindung des
Infrastrukturbereichs in südöstlicher Richtung vermieden werden (Nachtrag zur Konkretisierung
der Vorbemessung für den Schachtverschluss Gorleben 1 in /MÜL 12a/). Anderenfalls
käme es − sofern für diese geologische Einheit eine erhöhte Leitfähigkeit für
Lösungen zu unterstellen ist 29 − unter Umgehung der Dichtelemente zu einem direkten
Lösungszutritt in den mit Schotter verfüllten Infrastrukturbereich und ggf. zu einem frühen
Druckanstieg an den schachtseitigen Stirnflächen der Streckenabdichtungen. Dieser
Aspekt muss im Fall der Auffahrung und Erkundung der Einlagerungssohle untersucht
werden und ggf. in einem späteren Verschlusskonzept (z. B. durch eine gezielte
Abdichtung der entsprechenden Streckenabschnitte, in denen die Gorleben-Bank aufgeschlossen
ist) berücksichtigt werden.
Zusammenfassend lässt sich festhalten, dass unter Voraussetzung der Gültigkeit der
Annahmen zu Geschwindigkeit und hydraulischem Endzustand der Salzgruskompaktion
für das Referenzszenarium und das Alternativszenarium „Vorzeitiges Versagen eines
Streckenverschlusses“ die Maßnahme M5 auf konzeptioneller Basis konsequent
umgesetzt wurde. Bezüglich einer genehmigungsreifen technischen Umsetzung der
Schacht- und Streckenverschlussbauwerke unter Praxisbedingungen besteht dagegen
noch Forschungs- und Entwicklungsbedarf (vgl. hierzu Kap. 5.1.4.4). Die Herstellbarkeit
des Verschlusssystems liegt jedoch wegen bereits existierender Prototypen und
Bauwerke nahe /MÜL 12a/.
Maßnahme M9: Materialdiversität der Schachtverschlussbauwerke
Das Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG gibt vor, dass die Schachtverschlussbauwerke
so ausgelegt werden, dass ihre Dichtwirkung auf mehreren Dichtelementen
aus unterschiedlichen Materialien beruht, die aufgrund ihres jeweiligen Aufbaus teilweise
diversitäre Funktionsweisen besitzen.
29 Wie bereits in Kapitel 5.1.4.4 erwähnt, weisen neuere Erkenntnisse aus der nach 2010 fortgesetzten
Erkundung darauf hin, dass die Gorleben-Bank u. a. aufgrund von halokinetisch bedingten Zerscherungen
und Mächtigkeitsausdünnungen als hydraulisch gering leitfähig anzunehmen ist /HAM 12/.
160

Wie in Kapitel 5.1.4.4 dargestellt, weist das im Vorhaben VSG entwickelte Schachtverschlusssystem
vier Dichtelemente auf, die aus unterschiedlichen Materialien bestehen:
Oberes Dichtelement: Bentonit,
Langzeitdichtung: angefeuchteter, vorkompaktierter Salzgrusversatz,
Mittleres Dichtelement: Salzbeton,
Unteres Dichtelement: Sorelbeton.
Der Grund für die Forderung nach unterschiedlichen Materialien für die Dichtelemente
des Schachtverschlusssystems liegt primär in den Ungewissheiten bei der Prognose
der tatsächlichen chemischen Zusammensetzungen der Lösungen, die mit den Dichtelementen
in Kontakt treten werden. Zusätzlich wurden im Schachtverschlusskonzept
weitere Maßnahmen (Bischofitdepot, Opferschicht) eingeplant, die zu einer gezielten,
positiven Beeinflussung des hydrochemischen Milieus der Kontaktlösungen im Sinne
eines Korrosionsschutzes der Dichtelemente führen sollen. Zusammenfassend werden
die potenziellen Gefahren für die vier Dichtelemente durch korrosionsaggressive Lösungszusammensetzungen
und die entsprechenden Gegenmaßnahmen in Tab. 5.8
dargestellt.
Aufgrund der Materialwahl und der Anordnung der Dichtelemente sowie unter Berücksichtigung
der in Tab. 5.8 dargestellten Gegenmaßnahmen besteht theoretisch nur in
einem einzigen Fall die Möglichkeit des (teilweisen) Ausfalls eines Dichtelementes infolge
hydrochemisch bedingter Korrosion. Dieser Fall wäre dann gegeben, wenn es
zum Auspressen von NaCl-haltigen Lösungen aus dem Grubengebäude in das unterste
Dichtelement käme. Hierdurch würde der Sorelbeton des 3. Dichtelements zumindest
partiell zersetzt. Für diesen Fall ist jedoch im Sinne einer Funktionsredundanz die
Langzeitdichtung aus vorkompaktiertem Salzgrusversatz vorgesehen, die unempfindlich
gegenüber NaCl-haltigen Lösungen ist. Selbst wenn man außer Acht lässt, dass
aufgrund der Ergebnisse der radiologischen Konsequenzenanalyse (s. /LAR 13/ und
Kap. 5.2.3) auch im Fall eines unterstellten integralen Schachtverschlussversagens
keine Lösungen von unten in die Schachtabdichtungen eingepresst werden, würden in
jedem Fall mindestens drei der im Verschlusskonzept vorgesehenen Dichtelemente
langzeitstabil und damit im Hinblick auf ihre Dichtwirkung funktionstauglich bleiben.
161

Tab. 5.8
Potenzielle Angriffe der vier Dichtelemente durch korrosionsaggressive
Lösungszusammensetzungen und entsprechende Gegenmaßnahmen
Dichtelement Material Angriff durch Gegenmaßnahme
1. Dichtelement Bentonit
Langzeitdichtung
angefeuchteter,
vorverdichteter
Salzgrus
2. Dichtelement Salzbeton
3. Dichtelement Sorelbeton
Zementphasen aus
dem wasserdichten
Schachtausbau aus
Normalbeton im lösungsführenden
Deckgebirge. Reduktion
der Quellfähigkeit
das Bentonits
gering mineralisierte
Lösungen
gering mineralisierte
SO 4 2- und Mg 2+ -
haltige Lösungen
NaCl-haltige Lösungen
Keine. Der Effekt wird in /MÜL 12a/
als vernachlässigbar eingestuft.
Diese Einschätzung ist durch
standortspezifische Untersuchungen
noch zu belegen.
NaCl-Aufsättigung von Deckgebirgswässern
an der Salzkontur
oberhalb des 1. Dichtelementes
und in der Opferschicht oberhalb
des 2. Dichtelementes. Bei Lösungen,
die aus dem Grubengebäude
ausgepresst werden ist NaCl-
Sättigung aufgrund einer ausreichenden
Kontaktdauer mit Steinsalz
zu unterstellen.
NaCl-Aufsättigung von Deckgebirgswässern
an der Salzkontur
oberhalb des 1. Dichtelementes
und in der Opferschicht oberhalb
des 2. Dichtelementes.
Mg 2+ - Anreicherung am Carnallitit in
der Erkundungssohle im Zusammenwirken
mit dem Bischofitdepot.
Langzeitdichtung für den Fall von
NaCl-Lösungen, die aus dem Grubengebäude
ausgepresst werden.
Fazit:
Aus den oben genannten Gründen wird davon ausgegangen, dass das im Vorhaben
VSG entwickelte Schachtverschlusssystem durch die Materialwahl und die Anordnung
der Dichtelemente in Verbindung mit den beschriebenen Gegenmaßnahmen in seiner
Gesamtheit unempfindlich gegenüber einem korrosiven Angriff durch Lösungen ist.
Diese Aussage gilt für alle unter den gegebenen Standortbedingungen erdenklichen
hydrochemischen Lösungszusammensetzungen. Aufgrund der hohen hydraulischen
Widerstände würden die im Zusammenhang mit der Maßnahme M5 verbundenen Forderungen
auch dann erfüllt, wenn es zu einem korrosionsbedingten Versagen eines
der vier Dichtelemente käme, womit eine Funktionsredundanz gegeben ist. Insofern
weist das konzipierte Schachtverschlusssystem bezüglich zukünftiger Entwicklungen
eine hohe Robustheit auf. Aufgrund der obigen Ausführungen erscheint auch das im
162

Rahmen der Szenarienentwicklung und in den Systemanalysen im Vorhaben VSG unterstellte
gleichzeitige hydraulische Versagen aller Schachtdichtelemente wenig realistisch.
Selbst in diesem Fall ist nach den Ergebnissen der radiologischen Konsequenzenanalyse
/LAR 13/ ein Vordringen von Lösungen zu den Abfällen
auszuschließen, wobei dies allerdings auch auf die rückhaltende Sicherheitsfunktion
des schotterversetzten Infrastrukturbereiches als Speicherelement zurückzuführen ist
(Kap. 5.2.3). Insofern weist das konzipierte Schachtverschlusssystem in Verbindung
mit weiteren Verschluss- und Verfüllmaßnahmen bezüglich zukünftiger Entwicklungen
eine hohe Robustheit auf. Da implizit die Maßnahme M9 über die Forderung nach Materialdiversität
der Schachtverschlussbauwerke auf die Robustheit des Barrierensystems
abzielt, wird diese Maßnahme als auf konzeptioneller Basis konsequent umgesetzt
angesehen. Bezüglich einer genehmigungsreifen technischen Umsetzung des
Schachtverschlussbauwerks unter Praxisbedingungen besteht dagegen noch Forschungs-
und Entwicklungsbedarf (vgl. hierzu Kap. 5.1.4.4).
Maßnahme M6: Anforderungen an Salzgrusversatz in den Einlagerungsbereichen,
Maßnahme M8: Minimierung der abfallnah eingebrachten Feuchtigkeitsmenge (Salzgrusversatz),
Maßnahme M16: Begrenzung der Restfeuchte des Versatzes zur Minimierung der
Gasbildung
Die Maßnahme M6 zielt darauf ab, im Zusammenhang mit der Hohlraumkonvergenz
einen schnellen allseitigen Einschluss der Abfallgebinde in den Einlagerungsfeldern zu
erreichen. Dadurch sollen ein Lösungszutritt zu den Abfällen und eine Freisetzung von
Radionukliden dauerhaft ver- bzw. behindert werden (sicherer Einschluss, Grundanforderung
Einschlussgedanke, Kap. 4.1.2.1).
Ziel der Maßnahmen M8 und M16 ist es, durch die Begrenzung der Restfeuchte des
Salzgrusversatzes und ggf. durch die Verwendung entsprechender Behältermaterialien
die Korrosion der Abfallbehälter und damit die Gasbildung und den Gasdruckaufbau im
Endlager zu begrenzen. Die Feuchtigkeits- bzw. Lösungsmenge ist dabei der limitierende
Faktor bei der Korrosion und der Gasbildung, da genügend Metall für die Korrosion
zur Verfügung steht. Durch eine Korrosionsbegrenzung sollen die Gasentwicklung
und die Gasdruckaufbaurate in den Grubenbauen des Endlagerbergwerks soweit reduziert
werden, dass in der geologischen Barriere (Komponente C) keine Risse entstehen,
die zu einem Integritätsverlust der geologischen Barriere führen (Grundanforderung
B – Integritätsgedanke in Kapitel 4.1.2.2). Aus beiden Maßnahmen leitet sich die
163

Forderung zur Einbringung eines Versatzstoffes ab, dessen geringe Eigenfeuchtigkeit
die abfallnah eingebrachte Feuchtigkeit auf ein Minimum reduziert.
Da alle drei Maßnahmen Anforderungen an den Salzgrusversatz in den Einlagerungsfeldern
inklusive der Querschläge stellen und daher inhaltlich eng miteinander verknüpft
sind, werden sie hier zusammen behandelt.
Mit zunehmendem Kompaktionsgrad steigt die Wärmeleitfähigkeit des Versatzmaterials
an. Diese bewirkt die Abfuhr der Zerfallswärme von den Behälteroberflächen in das
Wirtsgestein. Gleichzeitig führt der durch den Salzgrusversatz im Vergleich zu unverfüllten
Grubenbauen früher einsetzende Stützdruck zur Verheilung der konturnahen
Auflockerungszone im Hauptsalz und zur Reduzierung der im Gebirge herrschenden
Differenzspannungen. Der Versatz hält das Abfallgebinde in Position und bewirkt durch
die allseitige Kompaktion einen Kraftschluss zwischen Abfallgebinde und Wirtsgestein.
Außerdem wird durch die Einbringung von Versatz der initiale Hohlraum, der maximal
mit Lösung erfüllt werden kann, erheblich reduziert.
Ausgehend von der derzeit vorliegenden experimentellen Datenbasis kommt /POP 12/
zur Einschätzung, dass beanspruchungsdominierte und zeitabhängige Kompaktionsprozesse
innerhalb eines Zeitraumes von weniger als tausend Jahren zu einer vollständigen
Kompaktion von Salzgrus unter Berücksichtigung der Messungenauigkeit
und des Einschlusses vorhandener Fluide zu einer Porosität von 1 ± 1 % führen. Für
die im Vorhaben VSG durchgeführten Integritäts- und Konsequenzenanalysen
/KOC 12/, /LAR 13/ stellt diese Restporosität als Endzustand der Kompaktion eine
Grundannahme und Randbedingung dar. Grundlage der Parameterermittlung für die
Berechnung der Kompaktion des Salzgrusversatzes waren Ergebnisse aus Rechnungen
mit Code_Bright zum Kompaktionsverhalten von Salzgrusversatz bei verschiedenen
Temperatureinwirkungen in den Strecken des Endlagers, die in /CZA 12a/ zusammengestellt
wurden.
In der Nähe der wärmeentwickelnden Abfälle, d. h. im nordöstlichen Einlagerungsbereich,
wird die Salzgruskompaktion durch dort erhöhten Temperaturen beschleunigt.
Der Einfluss der Parameter Wärme und Feuchtigkeit auf die im Rahmen der radiologischen
Konsequenzenanalyse errechneten Kompaktionsgeschwindigkeiten sind in der
Abb. 5.17 illustriert.
164

Abb. 5.17 Entwicklung der Porosität des Salzgrusversatzes in einzelnen Strecken in
Abhängigkeit von Feuchtegrad und Wärmeeintrag bei schneller Kompaktion,
aus /LAR 13/
RS = Richtstrecke, ELS = Einlagerungsstrecke, QS = Querschläge, Ost = Ostflügel.
Wie in Kapitel 5.1.4.1 dargestellt, ist im Verfüllkonzept des Vorhabens VSG vorgesehen,
die Einlagerungsbereiche im Ost- und Westflügel – mit Ausnahme der Richtstrecken
– mit trockenem Salzgrus zu versetzen. Als „trocken“ wird naturtrockener/bergfeuchter
Salzgrus mit einem Wassergehalt von ca. 0,02 Gew.-% bezeichnet 30 .
Das Hauptsalz z2HS, welches schon einen sehr geringen natürlichen Feuchtigkeitsgehalt
besitzt, erfüllt dieses Kriterium. Indexversuche der DBE TECHNOLOGY ergaben,
dass diese geringen Feuchtegehalte des Salzgrusversatzes eingehalten werden können,
sofern dieser nach seiner Gewinnung durch die Hohlraumauffahrung möglichst
rasch (d. h. innerhalb weniger Tage) als Versatzmaterial eingesetzt wird. Bei längeren
Lagerzeiten besteht die Gefahr, dass der Feuchtegehalt des Versatzmaterials durch
die im Grubengebäude vorhandene Wetterfeuchte ansteigt. Dieser Prozess muss dann
durch geeignete Maßnahmen (Abdecken mit Folien etc.) unterbunden werden.
30
Die Materialspezifikationen werden in /WIE 12/ ausführlich beschrieben.
165

In /FRI 12/ wurde auf Basis der in die Einlagerungsstrecken einzubringenden Menge
des trockenen Salzgrusversatzes (Abb. 5.18) die abfallnah eingebrachte Feuchtigkeitsmenge
bestimmt und auf einen Behälter bezogen (s. Tab. 5.9). Im Rahmen der
Systemanalysen /KOC 12/, /LAR 13/ wurden u. a. auf Basis dieser Angaben die Korrosionsrate
und die Gasbildung berechnet.
Abb. 5.18 Abmessungen einer Einlagerungsstrecke, bezogen auf einen POLLUX ® -
Behälter, zur Berechnung der Feuchtigkeitsmengen (Variante B1), aus
/BRA 12/
166

Tab. 5.9
Abfallnah durch den Salzgrusversatz eingebrachte Feuchtigkeitsmengen
pro Behälter für den Ost- und Westflügel aus /FRI 12/
Abfallart
Abfälle aus Versuchs- Prototyp-
Kernkraftwerken, Forschungsreaktoren
radioaktive Abfälle aus der
Wiederaufarbeitung
bestrahlte Brennelemente aus
Leistungsreaktoren
Behältertyp
Versatzfeuchte
pro
Behälter [kg]
CASTOR ® 14,46
POLLUX ® -9 34,47
POLLUX ® -10 34,22
verpresste Strukturteile Gussbehälter Typ II 0,32
Urantails Containertyp VI (Stahl) 1,15
Graphitabfälle Containertyp IV (Beton) 2,09
sonstige Abfälle
Container Typ IV (Stahl)
Gussbehälter Typ II
Betonbehälter Typ I
1,3
0,41
0,49
Fazit:
Die Eigenschaften des Salzgrusversatzes weisen durch die Anforderung, den langfristigen
Einschluss der Radionuklide in den Einlagerungsbereichen zu gewährleisten,
einen hohen Stellenwert im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG auf. Dies betrifft
sowohl die Kompaktionsgeschwindigkeit als auch die hydraulischen Eigenschaften, die
der Salzgrusversatz am Ende der Kompaktion aufweist.
Der Zeitbedarf für die vollständige Kompaktion des Salzgrusversatzes wurde im Rahmen
der Szenarienentwicklung /BEU 12b/ auf der Basis der Ergebnisse von /POP 12/
mit maximal 1.000 Jahren angesetzt. Es bestehen derzeit jedoch noch erhebliche Ungewissheiten
zur Dynamik des Kompaktionsprozesses unter realen Gebirgsdruckbedingungen
in Abhängigkeit von Temperatur und Feuchtegehalt sowie zu den hydraulischen
Eigenschaften, die Salzgrusversatz bei kleinen Porositäten, d. h. bis zu einer
Restporosität von 1 ± 1 %, annimmt. Aus diesem Grund wurde bei der radiologischen
Konsequenzenanalyse der für eine Reduktion der Versatzporosität von wenigen Prozent
erforderliche Zeitraum, der abhängig ist von Temperatur und Feuchtegehalt des
167

Versatzes, in einer großen Bandbreite von wenigen Dekaden bis einigen 1.000 Jahren
angesetzt /LAR 13/.
Weiterhin fehlen Kennwerte und Parameter zur Beschreibung einer fortschreitenden
Kompaktion und Veränderung des Porenraums auch im Zusammenhang mit der zeitlichen
Entwicklung der Auflockerungszone und den Kontaktzonen zwischen Steinsalzkontur
und Dichtelementen. Die Sättigungsabhängigkeit der Permeabilitäten und Kapillardrücke
sind für Salzgrus weitgehend unbekannt, jedoch von großer Bedeutung bei
der Modellierung von Transportvorgängen im Endlagerbergwerk.
Für die Analyse des Gaspfades wurde in /LAR 13/ eine systematische Entwicklung von
Parametern zum Zweiphasenfluss im Salzgrusversatz empfohlen. Für einige Parameter
ist jedoch zweifelhaft, ob sie experimentell zugänglich sind. Auch für die Abhängigkeit
des Kompaktionsverhaltens von Salzgrus von der Temperatur und dem Feuchtegehalt,
die sehr sensitiv in Bezug auf die Kompaktionsgeschwindigkeit sind (vgl. Abb.
5.17), fehlen belastbare Daten für die Parametrisierung der Rechenmodelle.
Zusammenfassend ist festzustellen, dass die Maßnahmen M6, M8 und M16 zwar
durch das im Vorhaben VSG entwickelte Verschlusskonzept auf konzeptioneller Basis
formal umgesetzt wurden und erfolgsversprechend erscheinen. Jedoch steht der
Nachweis der Wirksamkeit der Maßnahmen unter realen Bedingungen noch aus. Insofern
bleibt es derzeit offen, ob die mit der Maßnahme M8 verbundenen Zielsetzungen
(vgl. Kap. 4.1.2.1) unter Praxisbedingungen erfüllt werden können.
Eine Optimierung der Behältermaterialien hinsichtlich einer Reduzierung der Korrosionsrate,
wie in Maßnahme M 16 gefordert, konnte aus Zeitgründen im Vorhaben VSG
nicht untersucht werden. Es wird empfohlen, bei der Weiterentwicklung der Behälterkonzepte
diesen Aspekt zu berücksichtigen. Sofern aus anderen Gründen Materialien,
die korrosionsbeständiger als der für die POLLUX ® -Behälter und die Kokillen verwendete
Feinkornbaustahl ausscheiden, besteht die Möglichkeit, entsprechend korrosionshemmende
Lacke oder Beschichtungen zu verwenden.
Maßnahme M7: Anfeuchtung des Salzgrusversatzes in den Richtstrecken
Durch die Umsetzung der Maßnahme M7 soll in den Richtstrecken eine hinreichende
Dichtwirkung des Salzgrusversatzes in einem möglichst kurzen Zeitraum erreicht werden.
Während in den Einlagerungsfeldern (inklusive den Querschlägen) für wärmeent-
168

wickelnde Abfälle die hohe Wärmeproduktion die Kompaktionsgeschwindigkeit des
trockenen Salzgrusversatzes beschleunigt, ist dies in den abfallferneren und daher
kühleren Richtstrecken weniger der Fall. Um dennoch einen möglichst raschen Verschluss
der Richtstrecken zu erreichen, soll der Salzgrusversatz hier geringfügig angefeuchtet
werden. Hierdurch wird u. a. die Reibung zwischen den Salzkörnern herabgesetzt
und gleichzeitig wirken feuchteunterstützte Drucklösungs- und
Kriechmechanismen, wodurch der Versatzwiderstand im Salzgrus herabgesetzt wird
und als Folge die Kompaktionsgeschwindigkeit anwächst.
Untersuchungen zum Kompaktionsverhalten bei höheren Stauchraten /STÜ 07/,
/KRÖ 09/ zeigen, dass bei Anfeuchtung des Salzgruses mit „1,2 Gew.-% Sole" der
Versatzwiderstand deutlich verringert ist (Abb. 5.19). Bei gleichbleibender Belastung
folgt daraus eine Zunahme der Kompaktionsraten von feuchtem Salzgrus, wie sie
durch zahlreiche Laboruntersuchungen belegt ist /POP12/.
Abb. 5.19 Ergebnisse der Versatzdruckversuche der BGR: Versatzdruckkurven mit
Variation des Feuchtegehalts (trocken bzw. 1,2 Gew.-% Sole) und der
Temperatur, aus /KRÖ 09/
Im Vorhaben VSG wurde festgestellt, dass bei dem Salzgrusversatz in den Richtstrecken
ein Feuchtegehalt von 1,2 Gew.-% möglicherweise zu hoch ist. Hintergrund ist,
dass bei fortgeschrittener Kompaktion des Salzgrusversatzes auf ca. 1 % Porosität im
169

Porenraum lokal merkliche Fluiddrücke auftreten können, die das Einpressen von
Feuchtigkeit aus den feuchten Richtstrecken in die trockenen Querschläge begünstigen
würden. Daher wurde vorgesehen, dem Salzgrus für die Richt- und Transportstrecken
eine geringere Menge Lösung beizugeben (maximal 0,6 Gew.-% MgCl 2 -gesättigte
Lösung). Unter dieser Anforderung werden die Richtstrecken auch bei einer erreichten
Endporosität von 1 % nicht vollständig gesättigt, so dass der Fluiddruckaufbau während
der Kompaktion sehr viel geringer ist. Isostatische Kriechversuche, die bei unterschiedlichen
Einspannungen (zwischen 1 und 20 MPa) mit vorverdichteten Salzgrusversatzproben
(mit einer mittleren Korngröße von 200 µm und einer Ausgangsporosität
von ca. 9 %) durchgeführt wurden, ergaben, dass bei geringer Befeuchtung (ca.
0,5 Gew.-%) nach einer vergleichsweise kurzen Belastungsdauer von 350 Tagen bereits
eine Porosität in der Größenordnung von 1 – 2 % erreicht werden kann /POP 12/.
Dies legt nahe, dass auch mit einer vergleichsweise geringen Anfeuchtung des Salzgrusversatzes
in den Richtstrecken eine deutliche Zunahme der Kompaktionsgeschwindigkeit
und damit eine rasche Dichtwirkung in den Richtstrecken erzielt werden
kann, wobei angemerkt werden muss, dass der die Kompaktion begünstigende Feuchteeffekt
stark von der Korngröße des Versatzmaterials abhängt.
Fazit:
Zusammenfassend ist festzustellen, dass die Maßnahme M7 zwar durch das im Vorhaben
VSG entwickelte Verschlusskonzept auf konzeptioneller Basis formal umgesetzt
wurde und erfolgversprechend erscheint. Trotz umfangreicher Untersuchungen in der
Vergangenheit fehlt jedoch noch ein fundiertes Prozessverständnis bezüglich der erreichbaren
Endporosität und zur Geschwindigkeit der Salzgruskompaktion bei geringer
Feuchtigkeitszugabe unter realen Endlagerbedingungen. Es gelten diesbezüglich die
gleichen Vorbehalte, die im Zusammenhang mit der Umsetzbarkeit der Maßnahmen
M6, M8 und M16 dargestellt wurden. Insofern steht der Nachweis der Wirksamkeit der
Maßnahme unter realen Bedingungen aus den oben genannten Gründen noch aus.
Dies gilt auch für die technische Umsetzung der Maßnahme unter Praxisbedingungen,
insbesondere die gleichmäßige Anfeuchtung von Salzgrusversatz im großen Maßstab.
5.2 Umsetzung des Nachweiskonzepts
Aus dem Nachweiskonzept (Kap. 4.2) leiten sich alle systemanalytischen Arbeiten im
Vorhaben VSG ab. Im Folgenden werden die gemäß dem Nachweiskonzept bearbeite-
170

ten Nachweisfelder und die zu den Nachweisfeldern geführten Einzelnachweise sowie
die erzielten Ergebnisse dargestellt und diskutiert. Im Nachweiskonzept des Vorhabens
VSG wurden folgende Nachweisfelder vorgegeben:
1. Konzept zur Vorgehensweise zur Ausweisung der Lage und Grenze des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs (Umsetzung s. Kap. 5.2.5)
2. Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Nachweiszeitraum
a. Integrität der geologischen Barriere (einschl. des Erhalts ihrer Mächtigkeit, Umsetzung
s. Kap. 5.2.2.1)
b. Integrität der geotechnischen Verschlussbauwerke (Umsetzung s. Kap. 5.2.2.2)
3. Radiologische Langzeitaussage (Umsetzung s. Kap. 5.2.3)
a. Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich mittels
Freisetzungsanalysen
b. Einhaltung der radiologischen Schutzziele bei Freisetzung von Radionukliden
aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
4. Kritikalitätsausschluss (Umsetzung s. Kap. 5.2.4)
Gemäß dem Nachweiskonzept sind darüber hinaus Szenarien zu zukünftigen unbeabsichtigten
menschlichen Eingriffen in das Endlagersystem (Human-Intrusion-Szenarien)
zu analysieren, um mögliche Ansatzpunkte für eine Optimierung der Endlagerkonzepte
festzustellen. Zur Bewertung der zukünftigen menschlichen Eingriffe werden
stilisierte Szenarien eingesetzt. Auf die im Vorhaben VSG hierzu erzielten Ergebnisse
wird in Kapitel 5.2.6 zusammenfassend eingegangen.
Im Folgenden werden die systemanalytischen Arbeiten zu den jeweiligen Nachweisfeldern
dargelegt und bewertet. Die Bewertung erfolgt mit dem Ziel, festzustellen, ob das
Nachweisziel eines jeden Nachweisfeldes umfassend durch die Summe der jeweiligen
Einzelnachweise erreicht wurde. Das gleiche gilt für die Behandlung von Human-
Intrusion-Szenarien. In Kapitel 5.2.5 wird der einschlusswirksamen Gebirgsbereich in
Lage und Grenze ausgewiesen und begründet. Etwaige Kenntnislücken, die zum Führen
der Nachweise unabdinglich sind, werden aufgedeckt und der Einfluss von Ungewissheiten
auf die Analyseergebnisse identifiziert (Kap. 5.3).
171

5.2.1 Grundlagen der Systemanalyse
Eine wesentliche Grundlage für alle systemanalytischen Arbeiten zu den jeweiligen
Nachweisfeldern sind die Kenntnisse über das zu analysierende Endlagersystem, die
es charakterisierenden Merkmale, Ereignisse und Prozesse (FEP) sowie seine zukünftigen
Entwicklungsmöglichkeiten (Szenarien). Daher werden diese grundlegenden Arbeiten
im Folgenden den Nachweisen in zusammenfassender Form vorweggestellt.
5.2.1.1 FEP-Katalog
Der FEP-Katalog /WOL 12b/ enthält eine umfassende Darstellung der Merkmale, die
den Anfangszustand des Endlagersystems zu Beginn der Nachverschlussphase am
Standort Gorleben charakterisieren sowie der wesentlichen Aspekte zu den Ereignissen
und Prozessen, die in einem derartigen Endlagersystem zukünftig ablaufen können.
Die Beschreibungen der FEP geben den aktuellen Kenntnisstand zum jeweiligen
FEP wieder und stellen den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik dar. Der
FEP-Katalog ist das verbindende Element zwischen den Grundlagen (Standortbeschreibung,
geowissenschaftliche Langzeitprognose und Abfallspezifikation), den Einlagerungs-
und Verschlusskonzepten und der Systemanalyse.
Ziele des FEP Katalogs:
Die Ziele, die mit dem FEP-Katalog erreicht werden sollten, waren:
1. eine umfassende Erarbeitung der Grundlagen für die Systemanalyse, zusammenhängend
und nachvollziehbar dokumentiert
2. die Bereitstellung grundlegender Informationen für die Szenarienentwicklung durch
die Beschreibung der derzeitigen Standortgegebenheiten und die auf das Endlagersystem
möglicherweise Einfluss nehmenden Faktoren
3. die Zuordnung der FEP zu einer bestimmten Klasse der bedingten Eintrittswahrscheinlichkeit
31 („wahrscheinlich“, „weniger wahrscheinlich“ oder „nicht zu betrachten“)
31 Unter der „bedingten Eintrittswahrscheinlichkeit“ wird gemäß dem FEP-Katalog die Wahrscheinlichkeit
verstanden, mit der ein FEP unter der Bedingung eintritt, dass die für sein Eintreten notwendigen Voraussetzungen
am Standort vorliegen bzw. mit Sicherheit zu erwarten sind /WOL 12a/.
172

4. die Aussage zur Wirkung des jeweiligen FEP sowie seiner Ausprägung 32 im Endlagersystem
5. die Kennzeichnung von FEP, die eine direkte Beeinträchtigung der Funktion von
initial einschlusswirksamen Barrieren des Endlagersystems zur Folge haben können
6. die vollständige Darstellung der wesentlichen direkten, gegenseitigen Abhängigkeiten
zwischen den FEP, die in der Entwicklung des Endlagersystems zu berücksichtigen
sind
Ergebnisse:
Im FEP-Katalog /WOL 12b/ wurden systematisch und umfassend die relevanten
Merkmale, Ereignisse und Prozesse der im Vorhaben VSG betrachteten Endlagersysteme
dargelegt. Insofern enthält der FEP-Katalog auch die für die Systemanalysen
wesentlichen FEP. Für jedes FEP wird eine qualitative Aussage zu seiner bedingten
Eintrittswahrscheinlichkeit gemacht.
Insgesamt wurden 115 FEP identifiziert und beschrieben. Von diesen FEP wurden 98
als „wahrscheinlich“ (Tab. 5.10), 4 FEP als „weniger wahrscheinlich“ (Tab. 5.11) und 13
FEP als „nicht zu betrachten“ (Tab. 5.12) eingestuft. Die hohe Anzahl an wahrscheinlichen
FEP ist darauf zurückzuführen, dass sie entweder heutzutage bereits vorliegen,
ein Merkmal des Standortes oder Endlagerkonzeptes sind, eine allgemeine physikalische
Größe darstellen oder Ereignisse beschreiben, die zukünftig erwartet werden. Bei
den vier weniger wahrscheinlichen FEP handelt es sich um Beschreibungen von fehlerhaften
technischen Komponenten. Da man den Einsatz eines Qualitätsmanagements
bei der Erstellung dieser technischen Komponenten fordern und damit unterstellen
kann, lassen sich solche FEP als „weniger wahrscheinlich“ einordnen.
Für insgesamt 13 FEP wurde im FEP-Katalog begründet, warum sie während des
Nachweiszeitraumes am Standort Gorleben nicht auftreten können und daher „nicht zu
betrachten“ (Tab. 5.12) sind. Grund für diese Einstufung sind nicht vorhandene, aber
32 Die Ausprägung sagt aus, in welcher Intensität das jeweilige FEP auftritt. Dabei kann es sich um eine
qualitative Beschreibung oder um einen quantitativen Wert bzw. Wertebereich handeln. FEP können
verschiedene Ausprägungen aufweisen, die den Wahrscheinlichkeitsklassen „wahrscheinlich“, „weniger
wahrscheinlich“ bzw. „unwahrscheinlich“ zugeordnet werden können oder die sich aus der jeweils betrachteten
Systementwicklung ergeben /WOL 12a/.
173

für die FEP notwendige geologische oder technische Randbedingungen. Diese FEP
bleiben in der Szenarienentwicklung unberücksichtigt.
Für sechs weitere FEP, die wahrscheinlich im Sinne einer bedingten Eintrittswahrscheinlichkeit
sind, konnte begründet werden, dass sie aufgrund ihrer Ausprägung am
Standort Gorleben ohne Relevanz sind (Tab. 5.13). Insgesamt werden somit im Vorhaben
VSG 19 der 115 FEP in Folge des FEP-Screenings für den Standort Gorleben
nicht berücksichtigt.
174

Tab. 5.10 Wahrscheinliche FEP mit direkter Beeinträchtigung einer Initial-Barriere
(Initial-FEP)
1)
FEP-Nr. FEP-Name Beeinträchtigte Initial-
Barrieren 1)
1.2.03.01 Erdbeben WG, SchV, StrV
1.2.09.01 Diapirismus WG, SchV, StrV
1.2.09.02 Subrosion WG, SchV
1.3.04.02 Bildung kryogener Klüfte WG
1.3.05.03 Glaziale Rinnenbildung WG, SchV
2.1.03.03 Versagen eines Brennelement-Behälters BEB
2.1.05.04 Alteration von Strecken- und
SchV, StrV
Schachtverschlüssen
2.1.07.01 Konvergenz SchV, StrV
2.1.07.02 Fluiddruck WG, SchV, StrV
2.1.07.04 Nicht thermisch induzierte
WG, SchV, StrV
Volumenänderung von Materialien
2.1.07.07 Lageverschiebung des
SchV
Schachtverschlusses
2.1.08.08 Quellen des Bentonits SchV
2.1.09.02 Auflösung und Ausfällung WG, SchV, StrV
2.1.09.03 Metallkorrosion BEB
2.1.09.06 Korrosion von Materialien mit Zement-
SchV, StrV
oder Sorelphasen
2.1.09.07 Materialversprödung durch
BEB
Wasserstoffaufnahme
2.2.01.01 Auflockerungszone SchV, StrV
2.2.02.02 Störungen und Klüfte im Wirtsgestein WG
2.2.06.01 Spannungsänderung und
WG, SchV, StrV, BEB
Spannungsumlagerung
2.2.07.01 Fluidvorkommen im Wirtsgestein WG
2.2.07.02 Kohlenwasserstoffvorkommen im
WG
Wirtsgestein
2.2.10.05 Thermochemische Sulfatreduktion WG
2.2.11.01 Druckgetriebene Infiltration von Fluiden
in das Salzgestein
WG
Im FEP-Katalog und bei der Szenarienentwicklung wurden als Initial-Barrieren das Wirtsgestein, die
Streckenverschlüsse, die Schachtverschlüsse sowie die Brennelement-Behälter definiert
/BEU 12b/.
175

Tab. 5.11
Weniger wahrscheinliche FEP
FEP-Nr.
FEP-Name
1.5.03.01 Wegsamkeiten in Erkundungsbohrungen
2.1.07.05 Vorzeitiges Versagen eines Schachtverschlusses
2.1.07.06 Vorzeitiges Versagen eines Streckenverschlusses
2.1.08.05 Kanalisierung in Dichtelementen
Tab. 5.12 FEP mit Eintrittswahrscheinlichkeit „nicht zu betrachten“
FEP-Nr.
FEP-Name
1.1.12.01 Unplanmäßige Ereignisse in der Betriebsphase
1.1.12.02 Kokillensticking
1.2.01.02 Orogenese
1.2.01.04 Hebung der Erdkruste
1.2.02.02 Grabenbildung
1.2.04.01 Magmatismus
1.2.05.01 Gesteinsmetamorphose
1.2.06.01 Hydrothermale Aktivität
1.5.01.01 Meteoriteneinschlag
2.1.12.04 Zündfähige Gasgemische
2.1.14.01 Kritikalität
2.2.06.02 Selbstversatz
2.2.10.04 Schmelzen des Salzgesteins
Tab. 5.13 Wahrscheinliche FEP ohne Relevanz für ein Endlager am Standort
Gorleben
FEP-Nr.
FEP-Name
1.2.01.01 Neotektonische Vorgänge
1.2.01.03 Senkung der Erdkruste
1.2.02.01 Krustendeformation
2.1.13.02 Materialversprödung durch Strahlung
2.2.10.03 Thermische Carnallitzersetzung
3.2.07.06 Sonstige Transportprozesse
Der FEP Katalog stellt sowohl in seinem formalen Aufbau als auch inhaltlich, aufgrund
der Aufarbeitung des Wissensstandes über salinare Endlagersysteme und insbesonde-
176

e über den Standort Gorleben, den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik
dar. Die Ziele des FEP-Katalogs wurden in Gänze umgesetzt. Die entsprechenden
Ungewissheiten sowie der Forschungs- und Entwicklungsbedarf zu den einzelnen FEP
wurden ausgewiesen.
5.2.1.2 Szenarienentwicklung
Eine weitere Grundlage für die systemanalytischen Arbeiten ist die Identifizierung und
Klassifizierung sicherheitsrelevanter Szenarien. Die im Vorhaben VSG angewendete
Methodik der Szenarienentwicklung sowie die Ableitung der für die Sicherheitsanalyse
relevanten Szenarien sind in /BEU 12b/ dokumentiert.
Ziele der Szenarienentwicklung
Ziel der Szenarienentwicklung ist die systematische und umfassende Identifizierung
der sicherheitsrelevanten Szenarien, deren Konsequenzen zu analysieren sind, und
ihre Einordnung in Wahrscheinlichkeitsklassen. Die Szenarienentwicklung ist auf die
Ableitung eines Referenzszenariums (je Einlagerungskonzept) und mehrerer Alternativszenarien
ausgerichtet.
Ergebnisse
Die Vorgehensweise zur Szenarienentwicklung im Vorhaben VSG ist eine prototypische
Anwendung einer Methodik, deren Entwicklung im Vorhaben ISIBEL /ISI 08,
ISI 10/ begann und im Vorhaben VSG weiterentwickelt wurde. Sie zielt unter Einbeziehung
von Grundlagen, d. h. den grundlegenden Annahmen, der Standortbeschreibung,
der geowissenschaftlichen Langzeitprognose, der Abfallcharakterisierung und dem
Endlagerkonzept, auf die Identifizierung von potenziellen Entwicklungen des Endlagersystems
ab. Dabei bildet der FEP-Katalog, wie aus Abb. 5.20 ersichtlich, die zentrale
Arbeitsgrundlage für die Szenarienentwicklung.
177

Abb. 5.20 Schematische Darstellung der methodischen Elemente für die Szenarienentwicklung
aus /BEU 12b/
w. w. „weniger wahrscheinlich“, RN „Radionuklid“
In Verbindung mit den im FEP-Katalog nach heutigem Kenntnisstand beschriebenen
FEP lässt die Methodik eine systematische Identifizierung der potenziellen Entwicklungen
des Endlagersystems zu.
Wie in Kapitel 5.2.1.1 erwähnt, enthält der FEP-Katalog bereits eine qualitative Aussage
zur bedingten Eintrittswahrscheinlichkeit. Bei der Zuordnung der FEP zu Wahrscheinlichkeitsklassen
nach /BMU 10a/ war in der Szenarienentwicklung zusätzlich die
Ausprägung des FEP zu berücksichtigen. Zur Einordnung der Entwicklungen bzw.
Szenarien in Wahrscheinlichkeitsklassen wurde somit ein Ansatz entwickelt, der sowohl
die bedingten Eintrittswahrscheinlichkeiten der FEP als auch die Wahrscheinlichkeit
deren Ausprägung berücksichtigt (Abb. 5.21).
178

Abb. 5.21 Darstellung der möglichen Wahrscheinlichkeitsklassen (gelbe Markierung)
der unterschiedlichen Szenarien, aus /BEU 12b/
Mit Hilfe der Szenarienentwicklung wurden auf Basis des FEP-Katalogs und einer systematischen
standortspezifischen Analyse sicherheitsrelevanter Einflussfaktoren für die
Einlagerungsvarianten AB1, AB2 und AC die potenziellen Endlagersystementwicklungen
abgeleitet und ihre Einordnung in Wahrscheinlichkeitsklassen vorgenommen.
Zu den drei Einlagerungsvarianten wurden zunächst die Referenzszenarien R1, R2
und R3 entwickelt. Ein Referenzszenarium beinhaltet jeweils eine möglichst große Gesamtheit
als wahrscheinlich anzusehender Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems.
Die Beschreibung dieser Szenarien ist dabei jeweils nach den Teilsystemen
Nahfeld, Strecken und Schächte, Wirtsgestein sowie Deck- und Nebengebirge gegliedert.
Die Szenarien wurden dabei aus den Initial-FEP und deren Abhängigkeiten abgeleitet,
wobei auch die zeitlichen Entwicklungen sowie die zeitlichen Beschränkungen
einzelner FEP aufgezeigt wurden. Zusätzlich erfolgte die Diskussion einer möglichen
Mobilisierung von Radionukliden und eines Transportes von Radionukliden.
Als erster Ansatzpunkt bei der Ableitung der Referenzszenarien dienten die wahrscheinlichen
FEP, die die Funktion einer Initial-Barriere direkt beeinträchtigen können
(Initial-FEP) und die FEP, die die Mobilisierung von Radionukliden aus den Abfällen
und ihren Transport bestimmen. Im nächsten Schritt wurden alle auf die Initial-FEP
einwirkenden FEP hinzugezogen. Dies sind solche, die gemäß FEP-Katalog entweder
auslösend oder beeinflussend auf das jeweilige Initial-FEP wirken (Abb. 5.22).
179

Abb. 5.22 Schematische Darstellung der einzubeziehenden Abhängigkeiten zur
Bestimmung der Ausprägung von Initial-FEP, aus /BEU 12b/
Bei der Ableitung der Referenzszenarien wurden folgende spezifische Annahmen
getroffen:
Die für die Standortentwicklung zugrunde zu legende Klimaentwicklung entspricht
einem 100.000-Jahre-Zyklus mit einem regelmäßigen Wechsel von Kalt- und
Warmzeiten. Die Abfolge der Kaltzeiten vom Typ Weichsel, Elster und Saale entspricht
dem vorgegebenen Klimabild. Bei dem ersten Auftreten des Kaltzeittyps
Elster ist die Entstehung einer glazialen Rinne zu unterstellen, die dem Verlauf der
bereits auf dem Standort vorliegenden Gorlebener Rinne folgt.
Die Schacht- und Streckenverschlüsse werden auslegungsgerecht errichtet.
Es liegen keine fehlinterpretierten Erkundungsergebnisse oder unerkannten geologischen
Merkmale vor, die zu einer Verringerung des vorgesehenen Sicherheitsabstandes
(Planung 50 m) zwischen den Grubenbauen der Einlagerungsbereiche zu
Gesteinsschichten mit möglichen größeren Lösungsvorkommen sowie zu potenziellen
Fließwegen für Lösungen führen.
Die Erkundungssohle wird derart durch Rückbaumaßnahmen gesichert, verfüllt und
mit Verschlüssen abgedichtet, dass keine Wechselwirkungen mit der Einlagerungssohle
zu besorgen sind.
180

Die mit den spezifischen Annahmen verbundenen Merkmale und Prozesse werden als
wahrscheinlich angesehen, die entsprechenden Begründungen werden in /BEU 12b/
gegeben. Von den spezifischen Annahmen abweichende Entwicklungen wurden durch
weniger wahrscheinliche Alternativszenarien beschrieben.
Durch die Alternativszenarien wurden Entwicklungsmöglichkeiten beschrieben, die
von den Referenzfällen abweichen, wobei sich jedes Alternativszenarium in genau einem
Aspekt (zusätzliches FEP, geänderte spezifische Annahme oder Ausprägung eines
FEP) vom Referenzszenarium unterscheidet. Auf Basis des jeweiligen Referenzszenariums
wurden die Alternativszenarien für die drei Einlagerungsvarianten (AB1,
AB2 und AC) nach vier verschiedenen Ansatzpunkten abgeleitet:
aus der alternativen Betrachtung von spezifischen Annahmen (s. o.),
aus den Initial-FEP mit einer weniger wahrscheinlichen Ausprägung,
aus den FEP zur Radionuklidmobilisierung, zum Radionuklidtransport ebenfalls mit
einer weniger wahrscheinlichen Ausprägung und
aus den weniger wahrscheinlichen FEP.
Die Endlagersystementwicklungen wurden zu einer begrenzten Anzahl sicherheitsrelevanter
wahrscheinlicher und weniger wahrscheinlicher Szenarien zusammengefasst.
Für die Einlagerungsvarianten sind je ein Referenzszenarium (R) und insgesamt 17
Alternativszenarien, die für alle Einlagerungsvarianten gleichartig sind, identifiziert worden
(Abb. 5.24).
181

1. Alternative Betrachtung von spezifischen Annahmen
A1a1: Klimaentwicklung: Zwei glaziale Rinnen (erste Rinne folgt dem
Verlauf der Gorlebener Rinne, zweite Rinne verläuft außerhalb)
A1a2: Klimaentwicklung: Eine glaziale Rinne die nicht dem Verlauf der
Gorlebener Rinne folgt
A1a3: Sicherheitsabstand: Unterschritten wegen Fehlinterpretation von
Erkundungsergebnissen
A1a4: Sicherheitsabstand: Unterschritten wegen unentdeckter Klüfte
A1a5: Erkundungssohle
2. Initial-FEP mit einer weniger wahrscheinlichen Ausprägung
A1i1: Glaziale Rinnenbildung
A1i2: Versagen eines Brennelement-Behälters
A1i3: Konvergenz
A1i4: Metallkorrosion
A1i5: Spannungsänderung und Spannungsumlagerung
A1i6: Fluidvorkommen im Wirtsgestein
A1i7: Thermochemische Sulfatreduktion
A1i8: Druckgetriebene Infiltration von Fluiden in das Salzgestein
A1i9: Subrosion
3. Bestimmende FEP mit einer weniger wahrscheinlichen Ausprägung
A1m1: Radionuklidmobilisierung
4. Weniger wahrscheinliche FEP
A1w1: Vorzeitiges Versagen eines Schachtverschlusses
A1w2: Vorzeitiges Versagen eines Streckenverschlusses
Abb. 5.23 Zusammenfassung der Alternativszenarien für die Einlagerungsvarianten,
auf Basis von /BEU 12b/
Die im Rahmen der Szenarienentwicklung eingesetzte Methodik gewährleistet eine
systematische Identifizierung sicherheitsrelevanter Szenarien und deren methodisch
stringente Einordnung in Wahrscheinlichkeitsklassen. Die Überführung der Szenarien
in Rechenfälle der Systemanalysen erfolgte im Rahmen der jeweiligen Einzelnachweise,
die in den nachfolgenden Kapiteln dargestellt werden.
182

5.2.2 Erhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Nachweiszeitraum
Eine zentrale Forderung im Sicherheitskonzept ist der Erhalt des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs über den gesamten Nachweiszeitraum und seine gemäß /BMU 10a/
geforderte Barrierenfunktion, die weder durch interne noch durch externe Vorgänge
und Prozesse beeinträchtigt sein darf.
Sind Integritätsverletzungen der geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
innerhalb des Nachweiszeitraums für wahrscheinliche Entwicklungen
nicht auszuschließen und kann diese Situation auch nicht durch Modifikationen an den
Endlagerkonzepten (zum Beispiel durch eine Vergrößerung des Abstandes zwischen
Strecken oder Behältern bzw. durch eine geringere Behälterbeladung zur Reduzierung
der flächenbezogenen Wärmeleistungsdichte) korrigiert werden, so ist der Standort
nicht für die Endlagerung des betreffenden Abfallspektrums geeignet. Dies gilt selbst
dann, wenn es trotz der Integritätsverletzung (z. B. Rissbildungen in der geologischen
Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs) nicht zu einer Freisetzung von
Radionukliden aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich kommt.
Im Fall von Integritätsverletzungen, die sich aus Lastfällen ergeben, die aus weniger
wahrscheinlichen Szenarien resultieren, ist zu überprüfen, ob es infolge der Integritätsverletzung
zu Radionuklidfreisetzungen kommt, die im Sinne der radiologischen
Schutzkriterien (s. Kap. 5.2.3) unzulässig hoch sind.
Der Ermittlung eines einschlusswirksamen Gebirgsbereich am Endlagerstandort geht
somit eine Reihe von Nachweisen voraus, die die Einschlusswirksamkeit und Integrität
der geologischen und geotechnischen Barrieren belegen. Zur Prüfung, ob am Standort
Gorleben ein einschlusswirksamen Gebirgsbereich ausgewiesen werden kann, wurde
für den Nachweiszeitraum auf Basis der geowissenschaftlichen Langzeitprognose sowie
der Langzeitprognose der geotechnischen Barrieren geprüft,
ob bzw. in welchem Ausmaß die Mächtigkeit der geologischen Barriere durch geologische
Prozesse, wie Subrosion oder Erosion, reduziert werden kann bzw.
ob die in Kapitel 5.1.3 angesprochene hydraulische Dichtwirkung der geologischen
Barriere durch thermisch induzierte Rissbildungen, wie die Ausbildung von Kälterissen
im Salzgestein oder Rissentwicklung durch Aufheizung oder Abkühlung des
183

Salzgesteins aufgrund der Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle, beeinträchtigt
werden kann.
Ziel war die Prüfung, ob unter Berücksichtigung dieser Beeinträchtigungen ein dauerhafter
Integritätserhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs nachgewiesen werden
kann, wobei die Ungewissheiten zum Ablauf der Prozesse und ihren Ausprägungen
zu berücksichtigen waren.
5.2.2.1 Nachweis der Integrität der geologischen Barriere
Der Nachweis der Integrität der geologischen Barriere wurde mittels Integritätsanalysen
geführt (Kap. 3.5.3), deren Ergebnisse in /KOC 12/ dokumentiert sind. Die zu betrachtenden
Prozesse, die am Standort Gorleben potenziell den Erhalt der geologischen
Barriere beeinträchtigen können, wurden während der Entwicklung des FEP-
Katalogs u. a. auf der Grundlage der geowissenschaftlichen Langzeitprognose
/MRU 11/ identifiziert. Des Weiteren sind durch die Szenarienentwicklung relevante
Szenarien für die Integritätsanalysen ausgewiesen worden.
Konzept der Nachweisführung:
Nach den Maßgaben des Sicherheits- und Nachweiskonzepts des Vorhabens VSG
/MÖN 12/ wurde zunächst die Integrität der gesamten geologischen Barriere, welche
vom Nachweisansatz zunächst auf den gesamten Salzstock bezogen wurde, untersucht.
Auf der Basis der Ergebnisse der Integritätsanalysen wurden die Lage und Ausdehnung
des einschlusswirksamen Gebirgsbereiches, also eines das Endlagerbergwerk
umgebenden Teilbereichs der geologischen Barriere festgelegt, der den im
Sicherheits- und Nachweiskonzept beschriebenen Anforderungen an den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich genügt (vgl. hierzu Kap. 5.2.5).
Die Integritätsanalysen wurden unter Anwendung der in Kapitel 4.2.2 dargelegten Kriterien
sowohl für die wahrscheinlichen Entwicklungen (Integritätsnachweis) als auch für
die weniger wahrscheinlichen Entwicklungen (Integritätsprüfung) für die Einlagerungsvarianten
B1, AB1 und C durchgeführt. Es kamen insgesamt drei unterschiedliche Modellkonzepte
(Berechnungsprogramme und Stoffgesetze) zur Anwendung (Tab. 5.14).
184

Tab. 5.14 Ausgewählte Rechenprogramme der Projektpartner und dabei verwendete
Modellgeometrien, aus /KOC 12/
Institution
BGR IfG GRS
Rechenprogramm
JIFE UDEC TOUGH2
Regional/
Kaltzeit (3D)
Fernfeld
(2D/3D)
Fernfeld/
Kaltzeit (2D)
Nahfeld
(2D)
Skala/ Modellgeometrie
Grubengebäude
(3D)
Die Modellkonzepte wurden so gewählt, dass sie die für die Integritätsanalysen relevanten
Skalen und Prozesse abdecken:
Das dreidimensionale Regionalmodell der BGR umfasst die gesamte Salzstruktur
Gorleben-Rambow und wurde konzipiert, um die thermo-mechanischen Auswirkungen
zukünftiger Kaltzeiten zu berechnen.
Die Auswirkungen von klimatischen Auswirkungen wurden ebenso mit Hilfe eines
zweidimensionalen Fernfeld-Modells des IfG Leipzig berechnet.
Das Fernfeld-Modell der BGR basiert auf dem geologischen Schnitt durch den
Querschlag 1 West und diente zur Simulation thermo-mechanischer Auswirkungen
der Wärmeproduktion durch die eingelagerten radioaktiven Abfälle. Das Berechnungsmodell
wurde in einer zweidimensionalen und in einer dreidimensionalen Variante
mit einem homogenisierten Endlagermodell ohne Diskretisierung einzelner
Grubenbaue genutzt.
Das zweidimensionale Nahfeld-Modell des IfG basiert auf demselben Querschnitt.
Dort werden explizit Grubenbaue des Endlagerbergwerks, also Erkundungs-, Richtund
Einlagerungsstrecken berücksichtigt und mit hoher Detaillierung abgebildet.
Zur Analyse der hydraulischen Prozesse wird von der GRS ein dreidimensionales
Grubenmodell benutzt, das zwar die verfüllten Grubenbaue abbildet, nicht jedoch
explizit die geologischen Strukturen im Salzstock.
Für die Integrität der geologischen Barriere ist die Fluiddruck-generierte Vernetzung
von hydraulischen Fließwegen entlang von Korngrenzen zwischen den Salzkristallen
von entscheidender Bedeutung. Zur Bewertung der Integrität werden das Minimalspannungskriterium
bzw. das Fluiddruckkriterium herangezogen. Hinzu kommt,
dass steil stehende, bis zum Salzspiegel in wasserführende Bereiche hoch rei-
185

chende Schichtflächen und Diskontinuitäten potenzielle Schwachstellen in der geologischen
Barriere darstellen, weil entlang von Diskontinuitäten ein bevorzugter
Fluidtransport möglich ist. Für die Prüfung dieser Prozesse wurden spezielle
Schichtflächenmodelle verwendet /KOC 12/, die als Materialansatz in das Rechenprogramm
UDEC implementiert sind.
Bei der Ableitung der Rechenfälle für die Integritätsanalysen wurden die in der Szenarienentwicklung
abgeleiteten Referenz-und Alternativszenarien dahingehend überprüft,
ob diese Initial-FEP aufweisen, die integritätsrelevant sind. Aus diesen FEP wurden
Rechenfälle abgeleitet, die den einzelnen Modellen zugeordnet wurden (Tab. 5.15).
Relevanz und Ausprägung der FEP wurden dabei szenarienweise den Ergebnissen
der Szenarienentwicklung entnommen.
Randbedingung war hierbei die Beschränkung auf eine möglichst geringe Anzahl repräsentativer
bzw. abdeckender Rechenfälle. Daneben wurden die FEP Diapirismus,
Subrosion und Rinnenbildung verbal argumentativ abgehandelt. Weitere Einzelheiten
zur Ableitung und Parametrierung der Rechenfälle für die Integritätsanalysen sind dem
Abschlussberiecht /KOC 12/ zu entnehmen.
186

Tab. 5.15 Zuordnung der FEP zu den Rechenprogrammen, aus /KOC 12/
Projektpartner BGR IfG Leipzig GRS
Initial-FEP
Erdbeben
Skala
Bildung kryogener Klüfte
Konvergenz
Fluiddruck
Metallkorrosion
Auflockerungszone
Störungen und Klüfte im
Wirtsgestein
Spannungsänderung und
Spannungsumlagerung
Fluidvorkommen im Wirtsgestein
(„Laugennester“)
Druckgetriebene Infiltration
von Fluiden ins Salzgestein
Einzelnachweise und Ziele:
Kaltzeit
(3D)
JIFE UDEC TOUGH2
Fernfeld
(2D/3D)
Fernfeld
(2D)
Berechnungsprogramm
Nahfeld
(2D)
Grubengebäude
(3D)
Die Einzelnachweise wurden mit dem Ziel geführt, diejenigen Bereiche des Salzstocks
auszuweisen, bei denen aufgrund von Belastungen die im Nachweiskonzept
(Kap. 4.2.2) vorgegebenen geomechanischen Bewertungsmaßstäbe – Dilatanz- und
Fluiddruckkriterium – verletzt werden. Dabei wurden das Dilatanz- und das Minimalspannungs-
bzw. Fluiddruck-Kriterium unabhängig voneinander betrachtet. Die Einzelnachweise
dienten in ihrer Gesamtheit dem Ziel festzustellen, ob die Integrität der geologischen
Barriere in einem ausreichend großen Bereich um das Endlagerbergwerk im
Nachweiszeitraum erhalten bleibt, so dass ein einschlusswirksamen Gebirgsbereich
mit der in /BMU 10a/ geforderten Einschlussqualität ausgewiesen werden kann.
187

Ergebnisse des Integritätsnachweises für das Referenzszenarium
Die zu den Auswirkungen der Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle und zu den
Kaltzeiten von BGR und IfG durchgeführten Integritätsanalysen zeigen übereinstimmend:
Es kommt zwar zu einer großräumigen Erwärmung des Salzstocks bis in den Salzspiegelbereich,
die daraus resultierenden thermo-mechanischen Spannungen und
Verschiebungen führen aber nicht zur Bildung durchgängiger Wegsamkeiten bis in
die Nähe der Einlagerungsbereiche.
Die größten thermo-mechanisch-hydraulischen Beanspruchungen der geologischen
Barriere treten in den ersten hundert Jahren nach Verschluss des Endlagers
auf, so dass in der nachfolgenden zeitlichen Entwicklung ein Integritätsverlust immer
unwahrscheinlicher wird. Dabei ist aus salzmechanischen Gründen
(vgl. Kap. 4.1.1) davon auszugehen, dass sich Bereiche mit Integritätsverletzung
aufgrund von Verheilungsprozessen wieder zurückbilden (in den Rechnungen nicht
explizit modelliert).
Mechanische Schädigungen durch Überschreitung der Dilatanzgrenze sind auf die
unmittelbare Hohlraumumgebung (max. 3 m mächtige Auflockerungszone 33 ) bzw.
lokale salzspiegelnahe Bereiche, insbesondere in der Kontaktzone Anhydrit/Steinsalz
begrenzt. Aufgrund der geringen Mächtigkeit bzw. der weiten Entfernung
von der Einlagerungssohle sind diese Phänomene für die Integrität der geologischen
Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche von
vernachlässigbarer Bedeutung.
Die gekoppelten thermo-mechanischen Berechnungen (mit Bewertung des Minimalspannungskriteriums)
belegen, dass temporär lokale Integritätsverletzungen
ausgehend vom Salzspiegel im Extremfall bis zu wenigen hundert Metern in den
Salzstock hineinreichen können. Die Berechnungen zur Variante C (Bohrlochlagerung)
zeigen im Vergleich zur Streckenlagerung dabei die weitreichendste Verletzung
des Minimalspannungskriteriums in den südöstlichen Hauptanhydrit-Blöcken.
Alle Bereiche, in denen das Minimalspannungskriterium rechnerisch verletzt wird,
enden mehrere hundert Meter über dem Einlagerungshorizont. Insgesamt verbleibt
33 Das Vorliegen einer wenige Meter mächtigen Auflockerungszone wurde bei der Bemessung des Sicherheitsabstandes
(vgl. Kap. 5.1.2.3) bereits einbezogen. Dabei ist davon auszugehen, dass sich die
konturnahe Auflockerungszone nach Aufkriechen des Salzgebirges auf den Salzgrusversatz infolge der
wachsenden Stützwirkung des Versatzes wieder zurückbilden wird.
188

im Hangenden der Einlagerungsbereiche somit eine mehrere hundert Meter mächtige
Barriere, deren Integrität nicht gestört ist, d. h. es gibt keine durchgehenden
Wegsamkeiten.
Die thermo-mechanischen Belastungen, die für die Bohrlochlagerung ausgewiesen
werden, sind größer als für die Streckenlagerung, da die Wärmefreisetzung engräumiger
ist. Die Verletzung des Minimalspannungskriteriums für die Variante der
Bohrlochlagerung reicht ca. 30 bis 60 m tiefer in den Salzstock als bei der Variante
der Streckenlagerung. Zusätzlich ist das Dilatanzkriterium am Salzspiegel ausgeprägter
verletzt. Es verbleiben große Salzbereiche der geologischen Barriere integer,
so dass die Barrierenintegrität ohne Bildung durchgängiger Wegsamkeiten belegt
ist. Dieses Ergebnis wird auch durch thermo-mechanische Berechnungen mit
unrealistischen Wärmefreisetzungen bzw. reduzierter Kriechfähigkeit des Salzgebirges
(relativ ungünstigster Fall) bestätigt, was insgesamt die Robustheit der Analysen
belegt.
Die Ergebnisse weisen einen Bereich im Steinsalz aus, in dem die Integrität der geologischen
Barriere in der Umgebung des projektierten Endlagerbergwerks nachgewiesen
werden kann (als Beispiel für die Ergebnisse in /KOC 12/ siehe Abb. 5.24). Dieser Bereich
beträgt in vertikaler Richtung oberhalb des Einlagerungsbereichs ca. 370 m
(Streckenlagerung) bzw. 310 m (Bohrlochlagerung). Innerhalb des Sicherheitsabstands
von 50 Metern zu potenziell lösungsführenden Schichten außerhalb des Hauptsalzes
werden nur im Bereich der Auffahrungen dilatante Bereiche, die Auflockerungszone,
ausgewiesen. Der im Vorhaben VSG vorgegebene Sicherheitsabstand von 50 m (vgl.
Kap. 5.1.2.3) stellt sicher, dass – abzüglich der dilatanten Auflockerungszone und möglicherweise
im Übergangsbereich zu den Abfolgen der Leine-Serie in das Hauptsalz
hineinreichender Klüfte von jeweils wenigen Metern – die erforderliche ungestörte geologische
Barrierenmächtigkeit von einigen Zehner Metern erhalten bleibt.
189

Abb. 5.24 Auswertung des Minimalspannungskriteriums 30 Jahre nach Einlagerungsbeginn.
Kriterienverletzung (n F < 1) im lila bis roten Bereich, aus /KOC 12/
Nicht alle FEP mussten hinsichtlich ihrer Auswirkungen auf das Endlagersystem numerischen
Integritätsanalysen unterzogen werden. Vielmehr ließen sich bei den FEP
Diapirismus, Auflösung und Ausfällung, Subrosion und glaziale Rinnenbildung die entsprechenden
Auswirkungen durch verbal-argumentative Analysen im Sinne von Plausibilitätsbetrachtungen
ermitteln. Auch diese Plausibilitätsbetrachtungen ergaben, dass
für das Referenzszenarium intakte Salzpartien in einer Mächtigkeit von mindestens
300 m oberhalb des konzipierten Einlagerungsbereiches erhalten bleiben /KOC 12/.
Die zur Simulation der Fluiddynamik im Grubengebäude mit dem Programm TOUGH2
durchgeführten Analysen ergaben, dass in vier Rechenfällen der lithostatische Druck
für die Einlagerungsvariante AB1 und in einem Fall für die Variante B1 durch den sich
190

aufbauenden Gasdruck übertroffen wird, und somit Gasmengen ins Gebirge infiltrieren
könnten. Nach dem aktuell vorliegenden Kenntnisstand ist es nicht möglich, die Reichweite
der Fluidinfiltration genau anzugeben. Sie hängt vor allem von der Speicherkapazität
des im Salzgebirge vorhandenen Mikroporenraums ab. Allerdings zeigen die
Berechnungen, dass die Druckanstiegsrate so gering ist, dass kein Makroriss im Steinsalz
zu erwarten ist /POP 07/. Insgesamt ist die errechnete Gasmenge, die in das
Salzgestein infiltriert, unter in situ-Bedingungen mit 1,5 bis 560 m 3 (je nach Rechenfall)
sehr klein. Hierzu ist weiterhin anzumerken, dass den Berechnungen die unrealistische
Annahme eines instantan, d. h. augenblicklich, befüllten und verschlossenen Endlagers
zugrunde liegt. Die Vernachlässigung des Einlagerungszeitraums ist im Hinblick auf die
Gasbildung und den Gasdruckaufbau allein schon als konservativ einzuschätzen. Weiterhin
ist zu beachten, dass insbesondere im Fall der Variante B1 die errechnete Gasmenge
der Annahme einer aus heutiger Sicht unrealistisch hohen Feuchtemenge in
den Behältern (z. B. 18 kg Restfeuchte pro POLLUX ® -Behälter 34 ) geschuldet ist, die zur
sofortigen Korrosion und Gasbildung verfügbar ist.
Im Ergebnis des Integritätsnachweises zu den Referenzfällen bleibt eine zur Ausweisung
eines einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ausreichend mächtige geologische
Barriere um die Einlagerungsbereiche erhalten. Formal muss diese Aussage dadurch
eingeschränkt werden, dass bei der Simulation der Fluiddynamik im Grubengebäude
mit dem Programm TOUGH2 nur die Einlagerungsvariante AB1 berechnet wurde. Es
ist jedoch kein Grund erkennbar, warum die Berücksichtigung der Einlagerungsvarianten
AB2 bzw. AC zu ungünstigeren Ergebnissen führen sollte, zumal die errechneten
erhöhten Gasdrücke vor allem auf die (optionale) Einlagerung vernachlässigbar wär-
34
Zum Zeitpunkt der Durchführung der Integritätsanalysen /KOC 12/ lagen noch keine verlässlichen
Angaben zu Restfeuchtigkeitsmassen in den Brennelementbehältern vor. Die Maximalabschätzung einer
maximal verfügbaren Restfeuchtigkeitsmasse von 18 kg im Innenraum eines jeden POLLUX ® -10-
Behälters beruhte auf der Annahme, dass sämtliche Brennstäbe bei Entnahme aus dem Reaktor defekt
sind und damit eine extrem hohe Restfeuchte aufweisen und ohne weitere Maßnahmen in
POLLUX ® -Behälter eingelagert werden.
In einem nach Abschluss der Integritätsanalysen erstellten Memorandum für die VSG /DÖR 12/ wurde
auf der Grundlage einer Recherche bei den Abfallverursachern festgestellt, dass diese Restfeuchtigkeitsmassen
unrealistisch hoch sind. Auf der Grundlage von Richtlinien, die festlegen, wie mit defekten
Brennstäben vor der Zwischenlagerung umzugehen ist, wurden die Restfeuchtigkeitsmassen auf ca.
60 g pro Brennelementbehälter korrigiert. Diese entsprechen den Angaben in Tab. 5.5 in Kapitel 5.1.1.
Aufgrund der beschränkten Laufzeit des Vorhabens VSG konnten die Integritätsanalysen diesbezüglich
nicht mehr korrigiert werden. Die korrigierten, geringeren Restfeuchtemengen in POLLUX ® -
Behälter lagen jedoch der radiologischen Konsequenzenanalyse zugrunde, wobei hier aus Vergleichsgründen
auch Rechnungen mit den unrealistisch hohen Restfeuchtemengen von 18 kg pro Brennelementbehälter
durchgeführt wurden.
191

meentwickelnder Abfälle zurückzuführen ist, welche bei allen Einlagerungsvarianten
unterstellt wird.
Ergebnisse der Integritätsprüfung der Alternativszenarien:
Die im Rahmen der Integritätsanalysen untersuchten Alternativszenarien sind in
Tab. 5.16 aufgelistet. Die Analysen zur Integritätsprüfung zeigten, dass auch für die
Alternativszenarien A1a3 und A1a4 (Sicherheitsabstand, unentdeckte Klüfte) sowie
A1a5 (Integrität der Schwebe) die Integrität einer ausreichend mächtigen geologischen
Barriere um das Endlagerbergwerk gegeben ist. Auswirkungen aus diesen Alternativszenarien
mussten somit im Rahmen der radiologischen Konsequenzenanalyse
nicht gesondert betrachtet werden. Dies gilt ebenso für die Betrachtung unterschiedlicher
Kriechraten (A1i3), einer erhöhten Metallkorrosion (A1i4) und einer erhöhten Inlandseismächtigkeit
(A1i5).
Tab. 5.16 Alternativszenarien zur Integritätsprüfung, aus /KOC 12/
Anlass Rechenfall Bezeichnung
Spezifische
Annahmen
Initial-FEP mit
weniger wahrscheinlicher
Ausprägung
Sicherheitsabstand unterschritten wegen Fehlinterpretation
der Erkundungsergebnisse
Sicherheitsabstand unterschritten wegen unentdeckter Klüfte
„Erkundungssohle“
Initial-FEP Konvergenz
Initial-FEP Metallkorrosion
Initial-FEP Spannungsänderung und Spannungsumlagerung
Initial-FEP Druckgetriebene Infiltration von Fluiden ins Salzgestein
A1a3
A1a4
A1a5
A1i3
A1i4
A1i5
A1i8
Die Analyse der Auswirkungen der FEP Diapirismus, Subrosion und glaziale Rinnenbildung
auf die geologische Barriere ergab, dass für die Alternativszenarien das Salzgestein
bis mindestens 250 m oberhalb des konzipierten Einlagerungshorizonts erhalten
bleibt. Auswirkungen aus diesen Alternativszenarien mussten daher im Rahmen
der radiologischen Konsequenzenanalyse nicht gesondert betrachtet werden.
Die zur druckgetriebenen Infiltration von Gas ins Salzgestein zur Verfügung stehende
Gasmenge ist im Alternativszenarium A1i8 (druckgetriebene Infiltration von Fluiden ins
Salzgestein) mit 1200 m³ unter in situ-Bedingungen weitaus höher als im Referenzszenarium.
Hauptursache hierfür ist wie beim Referenzszenarium die Gasbildung der ver-
192

nachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle im Westflügel. Für die Alternativszenarien
gelten die gleichen Anmerkungen zur Gasentwicklung und zum Druckaufbau wie für
das Referenzszenarium. Ähnlich wie beim Referenzfall ist anzumerken, dass den
Berechnungen der Konsequenzen die Annahme eines instantan, d. h. direkt nach dem
Verschluss des Endlagers, zugrunde liegt. Die Vernachlässigung des Einlagerungszeitraums
ist im Hinblick auf die Gasbildung und den Gasdruckaufbau als extrem
konservativ einzuschätzen. Weiterhin ist die errechnete Gasmenge z. T. auf die Annahme
einer unrealistisch hohen Feuchtemenge in den POLLUX ® -Behälter mit 18 kg
Restfeuchte pro Behälter zurückzuführen (s. Ausführungen zum Referenzszenarium).
Ähnliches gilt für die massenbezogenen Restfeuchten in den Behältern für verpresste
Strukturteile oder für sonstige vernachlässigbar wärmeentwickelnde Abfälle. Auch die
Annahme, dass diese Restfeuchten vollständig zur praktisch sofortigen Korrosion und
Gasbildung verfügbar sind, kann als extrem konservativ angesehen werden. Beim Alternativszenarium
A1i8 wird angesetzt, dass der Schwellenwert für die Infiltration ins
Wirtsgestein 2 MPa niedriger als die minimale Hauptspannung (demnach 16,8 MPa)
ist. Insgesamt wird daher eingeschätzt, dass die extrem pessimistischen Annahmen,
die dem Rechenfall A1i8 zugrunde liegen, zu einer erheblichen Überschätzung der
gebildeten Gasmengen und damit zu einer realitätsfernen Überschätzung der Auswirkungen
auf die geologische Barriere führten. Jedoch zeigt sich in diesem Zusammenhang
die Notwendigkeit, dass die Restfeuchtegehalte insbesondere in den Gebinden
für vernachlässigbar wärmeentwickelnde Abfälle durch geeignete Maßnahmen wie
Trocknung und ggf. Veraschung reduziert werden sowie zuverlässig bestimmt und deklariert
werden (vgl. Empfehlungen in Kapitel 7.2.1). Im Hinblick auf eine realitätsnahe
Behandlung des Problems wurden in /KOC 12/ weitere F&E-Arbeiten identifiziert.
Fazit:
Es konnte die Integrität für einen Bereich der geologischen Barriere um das Endlagerbergwerk
herum nachgewiesen werden, der in der Horizontalen auf einige Zehner Meter
und in der Vertikalen oberhalb und unterhalb der projektierten Einlagerungssohle
einige hundert Meter umfasst. Sowohl der Integritätsnachweis für die wahrscheinlichen
Entwicklungen als auch die Integritätsprüfung für die weniger wahrscheinlichen Entwicklungen
ergaben, dass die einschlusswirksamen Eigenschaften für große Bereiche
der geologischen Barriere erhalten bleiben und die Entstehung durchgehender Wegsamkeiten
bis in die Einlagerungsbereiche nicht zu besorgen ist. Aus den oben genannten
Gründen wird davon ausgegangen, dass bei Ansatz realistischer Restfeuchtemengen
auch im Fall des Alternativszenariums A1i8 der Schwellenwert für die
193

Infiltration ins Wirtsgestein 2 MPa niedriger als die minimale Hauptspannung ist. Lokale
Verletzungen der Integritätskriterien im Bereich des Salzspiegels und der konturnahen
Auflockerungszone sind jedoch möglich.
Die Untersuchungen deckten umfassend die für die Integritätsanalysen relevanten
Szenarien ab. Durch die Betrachtung potenziell integritätsgefährdender Prozesse in
unterschiedlicher Skalengröße und Dimensionalität ist eine Diversität der Nachweisführung
gegeben. Aufgrund der Übereinstimmung von Ergebnissen, die durch diversitäre
Berechnungsansätze, aber auf gleichen Skalengrößen, unter gleichen Rand- und Anfangsbedingungen
erzielt wurden, erhöht sich das Vertrauen in das Ergebnis und die
Bewertung der Analysen.
5.2.2.2 Nachweis der Integrität der geotechnischen Verschlussbauwerke
Die geotechnischen Verschlussbauwerke (Schachtverschlüsse und Streckenverschlüsse)
wurden in Kapitel 5.1.4 beschrieben. Sie müssen als schnell wirksame Barrieren
im Verbund mit dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich den Einschluss der
Abfälle in dem Zeitraum, in dem der Salzgrusversatz seine Dichtwirkung noch nicht
entfaltet, gewährleisten. Es muss daher der Nachweis geführt werden, dass die auslegungskonforme
Funktion der Verschlussbauwerke mindestens über die in Kapitel 5.1.4
erläuterte Funktionsdauer gewährleistet ist. Die Anforderung an die geotechnischen
Verschlussbauwerke ist dann erfüllt, wenn der vorgegebene hydraulische Widerstand
und die Bauwerksintegrität im vorgesehenen Funktionszeitraum gegeben sind.
Konzept der Nachweisführung:
Das Verschlusssystem wurde in seiner Entwurfsphase (Vorbemessung) soweit konkretisiert
/MÜL 12a/, dass seine relevanten hydraulischen Kenngrößen für die weiteren
Nachweisfelder genutzt werden konnten, wie etwa für die begleitenden Integritätsanalysen
der geologischen Barriere und die radiologische Konsequenzenanalyse.
Für die vertiefte Nachweisführung /MÜL 12b/ kam das in Abb. 5.25 dargestellte, ingenieurtechnische
Nachweiskonzept zur Anwendung. Dabei war für das Verschlusssystem
die Bauwerksintegrität Voraussetzung für den Erhalt des ausreichenden hydraulischen
Widerstands. Schacht- und Streckenverschlüsse sind aufgrund ihrer Auslegung
und ihrer räumlichen Entfernung voneinander eigenständig wirkende Systeme und
194

nicht miteinander gekoppelt. Daher konnten sie in der Nachweisführung getrennt behandelt
werden. Auch im Falle des Schachtverschlusses sind nachweistechnisch die
drei Dichtelemente (ohne die Langzeitdichtung aus vorkompaktiertem Salzgrus) im
Ergebnis der Vorbemessung konstruktiv voneinander entkoppelt. Die Einzelnachweise
wurden daher an Substrukturen geführt, die die einzelnen Dichtelemente und die ihnen
zugeordneten Widerlager beinhalten. Die Anfangs- und Belastungsbedingungen der
Substrukturen ergaben sich jedoch aus dem Zusammenwirken der einzelnen Funktionselemente.
Abb. 5.25 Struktur des technischen Funktionsnachweises für das Verschlusssystem;
hydraulische Einwirkungen (hydromechanische Einwirkungen), thermische
Einwirkungen (thermochemische und thermo-mechanische Einwirkungen),
aus /MÜL 12a/
Im Rahmen der vertieften Nachweisführung zur Integrität der Verschlussbauwerke
wurden die Ergebnisse der Vorbemessung mittels nachstehend aufgeführter numerischer
Modellrechnungen überprüft. Im Einzelnen erfolgten:
1. Untersuchungen zur Auswirkung des Spannungsaufbaus (Gebirgsdruck) auf die
Verschlusselemente, um die hydraulischen Annahmen der Vorbemessung für die
Auflockerungszone durch numerische Berechnungen zu untermauern. Die aus dem
entsprechenden Alternativszenarium resultierende außergewöhnliche Bemes-
195

sungssituation mit der wenig wahrscheinlichen Einwirkung einer geringen Konvergenz,
bedingt durch eine Kriechklasse 35 unterhalb der erwarteten Bandbreite (ungünstiger
Fall), wurde in diesem Kontext mit behandelt.
2. Untersuchung zu Auswirkungen der thermischen Einwirkungen durch die eingelagerten
wärmeentwickelnden Abfälle auf den Schachtverschluss und die dadurch
verursachten Zwangsverformungen/Zwangsspannungen infolge thermische Expansion
und Kontraktion. Dieser Fall deckt die geologisch induzierte Zwangsverformung
durch zukünftige Halokinese des Salzstocks mit ab.
3. Untersuchung zur Auswirkung von deckgebirgsseitigem Lösungsdruck auf den
Schachtverschluss durch hydromechanisch gekoppelte Modellierungen am
1. Dichtelement aus Bentonit. Das Quellen des Bentonits ist in diese Untersuchung
integriert.
4. Untersuchungen zur Auswirkung eines Gasdruckaufbaus im Endlager auf die Streckenverschlüsse.
5. Untersuchung der hydromechanischen Einwirkungen auf die Streckenverschlüsse
im Fall des Schachtverschlussversagens.
Einzelnachweise und Ziele:
Zum Nachweis der Einhaltung eines im Sinne der Vorbemessung ausreichenden hydraulischen
Widerstands sowie zum Nachweis des Erhalts der Bauwerksintegrität innerhalb
des Funktionszeitraums waren folgende Nachweise rechnerisch oder versuchsgestützt
zu erbringen (s. Abb. 5.25):
1. Nachweis eines über den Wirkzeitraum ausreichenden hydraulischen Widerstandes:
Dies betritt die Gesamtpermeabilität des Abdichtbauwerks für Salzlösung und
Gase, die sich unter Berücksichtigung der hydraulischen Widerstände der einzelnen
Baukörper der Dichtelemente, der Kontaktzone zum angrenzenden Salzgestein
sowie der Auflockerungszone im angrenzenden Salzgestein ergibt.
2. Nachweis der Tragfähigkeit: Hierbei ist zu zeigen, dass die Einzelelemente (Dichtelemente
und Widerlager) eines Abdichtbauwerkes allen Einwirkungen auf sie ge-
35
Zur Bewertung des Kriechvermögens von Steinsalz wurden Kriechklassen (von -1 bis 9) eingeführt
/PLI 02/. Je größer die Kriechklasse, umso besser das Kriechvermögen.
196

wachsen sind und dass die Verformungsbeschränkung gegeben ist. Hierbei ist der
Nachweis zu führen, dass sich die geplante Lage der Einzelelemente im Gesamtbauwerk
nicht in unzulässiger Weise verändert (oftmals abgedeckt durch den
Nachweis der Rissbeschränkung).
3. Nachweis der Rissbeschränkung: Die Rissbeschränkung charakterisiert den Widerstand
eines Dichtelementes gegenüber Rissbildung z. B. infolge mechanischer Beanspruchung
oder infolge von Schwinden beim Abbindeprozess von Salzbeton.
4. Nachweis der Filterstabilität: Als Filterstabilität wird der Widerstand gegen Erosion
und Suffosion bezeichnet. Nachzuweisen ist vor allem, dass die feinkörnigen Bestandteile
eines Bentonit-Dichtelementes nicht in das darunter liegende grobkörnige
Schotterwiderlager ausgespült werden.
5. Nachweis der Langzeitstabilität/Dauerhaftigkeit: In Anlehnung an /CEN 10/ ist ein
dauerhafter Verschluss so zu bemessen, dass zeitabhängige Veränderungen der
Eigenschaften das Verhalten des Verschlusses während des geplanten Funktionszeitraums
nicht unvorhergesehen verändern, zum Beispiel bei der chemischen
Einwirkung von Lösungen auf ein Dichtelement.
Diese Nachweise waren mindestens für alle zu betrachtenden Lastfälle, die sich aus
den wahrscheinlichen Entwicklungen ableiten, zu erbringen.
Für das Verschlusssystem wurden auf der Grundlage der Ergebnisse der Szenarienentwicklung
fünf Bemessungssituationen identifiziert. Für die Referenzszenarien waren
dies die Bemessungssituationen „Referenzszenarium ohne Erdbeben“, „Referenzszenarium
mit Erdbeben“ sowie für die Alternativszenarien die Bemessungssituationen
„Versagen des Schachtverschlusses“ und „Versagen des Streckenverschlusses“. Weiterhin
wurde als modifizierte Einwirkung „schnelleres/langsameres Kriechen infolge
einer Kriechklasse unter/oberhalb der als wahrscheinlich anzusehenden Bandbreite“ im
Rahmen einer außergewöhnlichen Bemessungssituation behandelt.
Das Schachtverschlusssystem wurde für zwei Extremfälle betrachtet: einerseits unter
Berücksichtigung der thermo-mechanischen Einwirkungen des Endlagers (Berechnungsmodell
„heißer Schacht“) und andererseits unter den Bedingungen der Gebirgstemperatur
ohne Einwirkungen des Endlagers (Berechnungsmodell „kalter Schacht“).
Diese beiden Modelle decken eine große Bandbreite möglicher Anordnungen von Einlagerungsfeldern
ab, da das Berechnungsmodell „heißer Schacht“ der Anordnung von
Einlagerungsfeldern in größtmöglicher Nähe zum Schacht Gorleben 1 entspricht. Das
197

Berechnungsmodell „kalter Schacht“ entspricht der Anordnung von Einlagerungsfeldern
in so großer Entfernung vom Schacht, dass die thermo-mechanischen Einwirkungen
vernachlässigt werden können.
Ergebnisse der Analysen:
Schachtverschlusssystem
Auf Basis vorlaufender Betrachtungen und Kalibrierungsrechnungen zu den Kriechklassen
für Steinsalz unter Nutzung vorhandener in situ-Messergebnisse konnten für
den Schachtverschluss aus den in /MÜL 12b/ dargelegten Gründen drei der fünf Bemessungssituationen
als nicht relevant ausgeschlossen werden, so dass für den
Schachtverschluss nur die Bemessungssituationen „Referenzszenarium ohne Erdbeben“,
und „Referenzszenarium mit Erdbeben“ zu behandeln waren. Weiterhin konnte
auf Grundlage der Berechnungsergebnisse zur Validierung der thermo-mechanischen
Randbedingungen aus dem Fernfeldmodell der BGR (Integritätsanalysen der geologischen
Barriere), das den Einlagerungsbereich umfasst, für den Schachtverschluss gezeigt
werden, dass die thermo-mechanisch bedingten Hebungen infolge der Abfallwärme
höher und deutlich schneller sind als Hebungen, die sich im Nachweiszeitraum
aus der natürlichen Halokinese ergeben, weswegen hierdurch das FEP Diapirismus mit
abgedeckt ist.
Für die Bemessungssituation „Referenzszenarium ohne Erdbeben“ wurden für den
Schachtverschluss Berechnungsergebnisse erzielt, die in Verbindung mit der Vorbemessung
sowie ergänzend auf Grundlage von Versuchsdaten folgende Aussagen zulassen:
Bei ordnungsgemäßer Bauausführung und hinreichend langsamen Lösungsdruckaufbau
wird das 1. Dichtelement aus Bentonit in Verbindung mit den ihm zugeordneten
Funktionselementen Filter und Widerlager seine Funktion bzgl. der mechanischen,
hydraulischen und thermischen Einwirkungen anforderungsgerecht erfüllen,
da das Fluiddruckkriterium nur temporär und lokal verletzt ist, das Dilatanzkriterium
aber eingehalten wird. Weiterhin bleibt die (durch den Porendruck) bedingte Auflockerung
beschränkt. Obwohl aus den Berechnungsergebnissen aufgrund der langen
Rechenzeiten für die notwendigen hydromechanisch gekoppelten Berechnungen
nur eine Trendaussage abgeleitet werden kann, wird diese durch die
Versuchsergebnisse des Großversuchs zum Schachtverschluss Salzdetfurth zusätzlich
gestützt. Für die betrachteten Einwirkungen bzw. Einwirkungskombinatio-
198

nen kann eine positive Eignungsprognose in Bezug auf die Funktionsfähigkeit des
1. Dichtelementes aus Bentonit gegeben werden, Einzelaspekte sind allerdings
noch abzusichern.
Die chemischen Einwirkungen auf das 1. Dichtelement aus Bentonit resultieren aus
den möglichen hydrochemischen Zusammensetzungen der Deckgebirgswässer unter
Berücksichtigung zusätzlicher Zementphasen, die aus dem deckgebirgsseitigen
Schachtausbau resultieren. Wie bereits in Kapitel 5.1.4.4 erwähnt, erfolgten keine
rechnerischen Analysen; der Effekt wird von Experten als vernachlässigbar gering
eingestuft. Die Einschätzung ist jedoch noch durch zukünftige F&E-Arbeiten zu belegen.
Bei ordnungsgemäßer Bauausführung und Lösungsdruckbeaufschlagung gemäß
Vorbemessung wird das 2. Dichtelement aus Salzbeton in Verbindung mit den ihm
zugeordneten Widerlagern seine Funktion bzgl. der mechanischen, hydraulischen
und thermischen Einwirkungen anforderungsgerecht erfüllen. Für die Berechnungsergebnisse
zum „heißen Schacht“ gilt die Aussage uneingeschränkt, für die
Berechnungsergebnisse zum “kalten Schacht“ ist nur eine Trendaussage möglich,
da belastbare Ergebnisse aus hydromechanisch gekoppelten Berechnungen nicht
vorliegen. Die Verletzung des Fluiddruckkriteriums für den fiktiven Porendruck im
Falle der Berechnungen zum kalten Schacht ist jedoch so gering, dass davon ausgegangen
werden kann, dass im Rahmen hydromechanisch gekoppelter Berechnungen
das Fluiddruckkriterium eingehalten würde.
Diese Trendaussage wird durch den Rechenfall „kalter Schacht mit Porendruck“
untermauert, der die positive Wirkung eines deckgebirgsseitigen Lösungsdrucks
tendenziell belegt. Bei der Bewertung der Berechnungsergebnisse ist zu berücksichtigen,
dass noch Ungewissheiten bzgl. der Spannungsauswertung bei Annäherung
an die möglicherweise Zwangsspannungen unterworfene Kontaktzone zwischen
Bauwerk und Salzgestein bestehen. Trotz dieser Ungewissheit belegen
Versuchsergebnisse an einem prototypischen Abdichtbauwerk (Asse-Vordamm),
dass Zwangsspannungen im Kontaktbereich nicht zu Permeabilitätswerten führen,
die die Erfüllung der Funktionsanforderungen infrage stellen. Für die genannten
Einwirkungen bzw. Einwirkungskombinationen kann eine positive Eignungsprognose
in Bezug auf die Funktionsfähigkeit des Dichtelementes aus Salzbeton abgegeben
werden, Einzelaspekte sind allerdings noch abzusichern.
199

Die chemischen Einwirkungen auf das 2. Dichtelement aus Salzbeton resultieren
aus den durch das Bentonitdichtelement sickernden und dadurch hydrochemisch
veränderten Deckgebirgswässern sowie schachtinternen Lösungen. Hierzu wurden
geochemische Berechnungen in der Phase der Vorbemessung durchgeführt, die
zeigten, dass die eingeplante Opferschicht aus 10 m Salzbeton prinzipiell ausreicht,
dem Korrosionspotenzial der zutretenden Lösungen zu begegnen /MÜL 12a/. Eine
Ungewissheit besteht bzgl. lokalisierter Korrosion in der Kontaktzone. Der Einfluss
lokalisierter Korrosion wird aufgrund der Bodensatzbildung der korrodierten Zementphasen
als gering eingestuft. Die Einstufung ist durch vertiefte Untersuchungen
der Kontaktzone zu belegen.
Für das 3. Dichtelement aus Sorelbeton gelten bzgl. der mechanischen, hydraulischen
und thermischen Einwirkungen die gleichen Aussagen wie für das
2. Dichtelement aus Salzbeton. Die durch das Salzbetondichtelement durchtretenden
Lösungen, die bis zur Sorelbetonstabilität mit Bischofit an MgCl 2 aufgesättigt
werden, besitzen kein Korrosionspotential gegenüber dem 3. Dichtelement aus Sorelbeton.
Die geochemische Langzeitstabilität ist somit gewährleistet. Weiterer Untersuchungsbedarf
wird hier nicht abgeleitet.
Für die Bemessungssituation „Referenzszenarium mit Erdbeben“ wurden für den
Schachtverschluss in der vertieften Nachweisführung keine Untersuchungen durchgeführt,
die über den Stand der Vorbemessung hinausgehen.
Im Rahmen der Vorbemessung waren die erdbebeninduzierten Setzungen der Schottersäule
konservativ abdeckend auf analytischer Basis abgeschätzt worden. Sie erwiesen
sich im Vergleich mit ausschließlich durch Auflast bedingten Setzungen als auslegungsbestimmend.
Bedingt durch die Einführung des dränierten Widerlagers (vgl.
Kap. 5.1.4.4) blieb die erdbebeninduzierte Auflockerung des Dichtelementes aus Bentonit
rechnerisch innerhalb tolerierbarer Grenzen von 3 Vol.-%.
Bezüglich des 2. und 3. Dichtelementes aus Salz- und Sorelbeton wurde folgende
Plausibilitätsbetrachtung geführt: Im Allgemeinen gilt, dass die Bemessungssituation
Erdbeben bei geringen zusätzlichen Beschleunigungen, wie sie im Falle des Sicherheitserdbebens
anzusetzen sind, die Auslegung nicht bestimmt, da die dynamischen
Materialfestigkeiten und Steifigkeiten (Widerstände) i. d. R. stärker sind als die Beanspruchungen.
Eine Ausnahme ist gegeben, wenn Scherversagen auftritt, da Scherfestigkeiten
aufgrund der durch Erdbeben bedingten Normalspannungsreduktion absinken
200

können. Dieser Fall betrifft ggf. die Kontaktzone, da ein Schubversagen in der Kontaktzone
ein potenzieller Versagensmodus ist. Da die Scherfestigkeit bei den zementgebundenen
Dichtelementen konstruktiv jedoch nur in einem sehr geringen Maß ausgenutzt
wird, wird ein Versagen in der Kontaktzone infolge Erdbeben ausgeschlossen. Im
Hinblick auf eine belastbare Absicherung dieser Aussage ist dieser Sachverhalt jedoch
zukünftig noch vertieft zu untersuchen.
Streckenverschlüsse
Um in der im Vorhaben VSG verfügbaren Zeit ein belastbares Ergebnis zu erzielen,
wurde stellvertretend für die vier im Verschlusskonzept vorgesehenen Streckenverschlüsse
ein „fiktiver“ Streckenverschluss repräsentativ untersucht. Dabei wurden die
für die vier Streckenverschlüsse geltenden Randbedingungen und Einwirkungen so
ungünstig kombiniert, dass im Hinblick auf die Zielsetzung der fiktive Streckenverschluss
alle vier Streckenverschlüsse abdeckt. Der fiktive Streckenverschluss entspricht
in seinen Abmessungen und weiteren lokationsspezifischen Randbedingungen
dem Streckenverschluss Nord. Ihm wurde ein für den Streckenverschluss West geltender
Temperaturverlauf bzw. isotherme Bedingungen zugeordnet sowie die Gasdruckentwicklung
am Streckenverschluss Nord und eine Lösungsdruckentwicklung gemäß
den Streckenverschlüssen Ost, Mitte und West. Das bedeutet, dass die jeweils an den
4 Verschlüssen maximal auftretenden thermischen und mechanischen Belastungen als
Belastung dem fiktiven Streckenverschluss zugeschrieben wurden und durch ihn in
den Rechnungen repräsentiert werden. Diese Vorgehensweise kann somit als abdeckend
für alle 4 Streckenverschlüsse angesehen werden.
Für die Bemessungssituation „Referenzszenarium ohne Erdbeben“ wurde der „fiktive“
Streckenverschluss Nord mit Kriechklasse 3 unter isothermen Bedingungen und maximaler
Gasdruckentwicklung behandelt.
Für die Bemessungssituation „Versagen des Schachtverschlusses“ wäre der fiktive
Streckenverschluss Nord mit Kriechklasse 4 unter isothermen Bedingungen und Lösungsdruck
ein erster zu betrachtender, prinzipiell abdeckender Rechenfall. Er ist
durch die ungünstigere Kriechklasse 3 unter isothermen Bedingungen mit abgedeckt
worden. Für die Bemessungssituation „Versagen des Schachtverschlusses“ wurde
weiterhin die kombinierte Einwirkung Lösungs- und Gasdruck behandelt.
201

Die modifizierte Einwirkung „schnelleres/langsameres Kriechen infolge einer Kriechklasse
unter-/oberhalb der als wahrscheinlich anzusehenden Bandbreite“ deckt durch
Ansetzen der Kriechklasse 3 beim „fiktiven“ Streckenverschluss die Situation der Streckenverschlüsse
Ost, Mitte und West ab, für die die günstigeren Kriechklassen ≥ 4 zu
unterstellen sind.
Die Berechnungsergebnisse für den „fiktiven“ Streckenverschluss werden nachstehend
zusammengefasst und auf die für den Lösungspfad maßgeblichen Streckenverschlüsse
West, Mitte und Ost übertragen:
Im Fall beidseitigen Gasdrucks, entsprechend der Bemessungssituation „Referenzszenarium
ohne Erdbeben“, kommt es für den „fiktiven“ Streckenverschluss bei Ansatz
von Kriechklasse 3 gemäß der Ergebnisse der Modellrechnungen zu einer
vollständigen Stagnation des Rekompaktionsprozesses der bergbaubedingten Auflockerungszone
und sogar zu einer erneuten Porositätszunahme, die allerdings
nicht zu einer Überschreitung der Anfangspermeabilität führt. Ein anforderungsgerechter
hydraulischer Widerstand ist somit immer vorhanden.
Im Rechenfall einseitiger Lösungsdruck, der der Bemessungssituation „Versagen
des Schachtverschlusses“ zugeordnet wird, hat sich zum Zeitpunkt des Lösungsdruckanstiegs
nach 1.300 Jahren in der Auflockerungszone aufgrund der Konvergenz
des Wirtsgesteins bereits ein so hoher lithostatischer Druck aufgebaut, dass
das Fluiddruckkriterium für den fiktiven Porendruck unverletzt bleibt. Diese Aussage
kann auf den Fall der Einwirkungskombination einseitiger Lösungs- und einseitiger
Gasdruck, der ebenfalls der Bemessungssituation „Versagen des Schachtverschlusses“
zuzuordnen ist, übertragen werden. Die Ausführungen zum Rechenfall
beidseitiger Gasdruck sind dafür abdeckend, ein anforderungsgerechter hydraulischer
Widerstand ist immer vorhanden.
Hinsichtlich der Vollständigkeit der berücksichtigten Einwirkungen in den Einzelnachweisen
der Vorbemessung oder der vertieften Nachweisführung wird festgestellt:
Die durch Temperaturänderungen ausgelösten chemischen Einwirkungen wurden
nicht explizit untersucht. Dies betrifft sowohl die Barrierenbaustoffe als auch die zutretende
Salzlösung, insbesondere wenn sie, wie im Fall der Bemessungssituation
„Versagen des Schachtverschlusses“, in größerer Menge erwärmte Bereiche erreicht.
Da der Baustoff Sorelbeton, der schon in seiner Erhärtungsphase Temperaturen
ausgesetzt ist, die über den ermittelten Temperaturen an den Lokationen der
202

Streckenverschlüsse infolge der Wärmeproduktion der eingelagerten Abfälle liegen,
ist dieser Fall abgedeckt. Das erhöhte Lösungspotential erwärmter Salzlösungen
bedarf jedoch zusätzlicher Betrachtungen (s. FEP Auflösung und Ausfällung
/WOL 12b/). Hierzu wird Forschungs- und Entwicklungsbedarf ausgewiesen. In Bezug
auf die MgCl 2 -Aufsättigung wurde diesem Sachverhalt bereits empirisch Rechnung
getragen, indem ein entsprechender Überschuss des Bischofitdepots im Infrastrukturbereich
der Erkundungssohle eingeplant wurde.
Die Einwirkung Zwangsverformung (FEP Diaprirismus) wurde für die Streckenverschlüsse
nicht betrachtet. Die Streckenverschlüsse liegen alle im gleichen Teufenniveau.
Insofern sind für sie eine gleichmäßige Hebung sowie eine beschränkte
Neigung unschädlich. Größere Neigungen können konstruktiv durch Segmentierung
beherrscht werden. Deshalb beschränkt sich ihre Gefährdung auf Bereiche,
wo gegenläufige Verformungen möglich sind, z. B. im Bereich von Sattelachsen
oder Schichtgrenzen mit ausgeprägt unterschiedlichem Verformungsverhalten, was
zu stark lokalisierter Verformung führen kann. In diesen Bereichen ist die Anordnung
von Abdichtkörpern zu vermeiden. Anderenfalls muss das langfristige geomechanische
Verhalten dieser Bereiche vertieft betrachtet werden.
Fazit:
Im Ergebnis der Vorbemessung und der vertieften Nachweisführung für das Schachtverschlusssystem
ist festzustellen, dass zwar nicht alle Nachweise, wie etwa zur Filterstabilität,
vollständig geführt wurden. Der Nachweis der Filterstabilität wurde deshalb
noch nicht vollständig geführt, da der erforderliche Planungstiefgang bezüglich der
Korngrößenverteilungen der Filtermaterialien im Vorhaben VSG noch nicht gegeben
war. Dennoch ist davon auszugehen, dass zukünftig geeignete Korngrößenabstufungen
gewählt werden können und auch dieser Nachweis zukünftig geführt werden kann
/MÜL 12b/.
Aus diesem Grund und da die anderen Einzelnachweise zur Bauwerksintegrität, wenngleich
in unterschiedlichem Tiefgang, erfolgreich geführt werden konnten, kann für das
geplante Verschlusssystem eine positive Prognose für einen abschließenden Nachweis
der hydraulischen Funktionsfähigkeit des Schachtverschlusssystems gegeben
werden, d. h. der im Rahmen der Vorbemessung spezifizierte hydraulische Widerstand
kann aus heutiger Sicht erreicht werden.
203

Besonders hervorzuheben ist, dass der Schachtverschluss im Ergebnis der Vorbemessung
drei unabhängige, voneinander entkoppelte Dichtelemente (ohne die Langzeitdichtung)
mit jeweils eigenen Widerlagern aufweist, so dass es unwahrscheinlich ist,
dass der Schachtverschluss als Ganzes versagt. Das wenig wahrscheinliche Szenarium
„Versagen des Schachtverschlusses“ ist unter den angenommenen hydraulischen
Eigenschaften extrem konservativ. Jedoch wurde dieses Szenarium auch zur Nachweisführung
der Streckenverschlüsse zugrunde gelegt.
Im Ergebnis der Berechnungen für die aufgeführten Bemessungssituationen zum „fiktiven“
Streckenverschluss und der Übertragung der Berechnungsergebnisse auf die
geplanten Streckenverschlüsse lässt sich feststellen, dass die Ergebnisse ausreichen,
um die Funktionsfähigkeit der Streckenverschlüsse in ihrer Anordnung in Bezug auf die
Zielsetzung zu bewerten. Aus den Ergebnissen kann ebenfalls eine positive Prognose
in Bezug auf die Funktionsfähigkeit der Streckenverschlüsse in ihrer geplanten Anordnung
gegeben werden. Für die Funktionsfähigkeit der Streckenverschlüsse sind insbesondere
die verzögernden und druckbrechenden Funktionselemente des Verschlusssystems
(poröse Filter und Widerlager im Schachtverschlussbauwerk und
Infrastrukturbereich) von Bedeutung, die auch bei Versagen der Dichtelemente einen
schnellen konvergenzbedingten Druckaufbau in der Auflockerungs- und Kontaktzone,
der durch einen porendruckbedingten Gegendruck wahrscheinlich nicht verlangsamt
wird, ermöglichen, so dass die Integrität gegeben ist.
In Bezug auf die geochemische Langzeitstabilität der Streckenverschlüsse ist die Aufsättigung
mit MgCl 2 durch das vorlaufend angeordnete Bischofitdepot von entscheidender
Bedeutung. Deshalb bezieht sich die positive Prognose auf die Streckenverschlüsse
als Bestandteil des konzipierten Verschlusssystems im Zusammenwirken mit
den übrigen Funktionselementen.
Bezüglich einer genehmigungsreifen technischen Umsetzung der Schacht- und Streckenverschlussbauwerke
unter Praxisbedingungen besteht, wie bereits in Kapitel
5.1.4.4 erwähnt, noch Forschungs- und Entwicklungsbedarf. Die Herstellbarkeit des
Verschlusssystems unter Praxisbedingungen liegt allerdings infolge bereits existierender
Prototypen und Bauwerke nahe /MÜL 12a/.
In Bezug auf den ausstehenden Forschungs- und Entwicklungsbedarf zu den Streckenverschlüssen
ist folgendes festzustellen:
204

Durch Temperaturänderungen ausgelösten chemischen Einwirkungen wurden nicht
explizit untersucht. Dies betrifft sowohl die Barrierenbaustoffe als auch die zutretende
Salzlösung, insbesondere wenn sie, wie im Fall der Bemessungssituation „Versagen
des Schachtverschlusses“, in größerer Menge erwärmte Bereiche erreicht. Für den
Baustoff Sorelbeton, der schon in seiner Erhärtungsphase Temperaturen ausgesetzt
ist, die über den ermittelten Temperaturen an den Lokationen der Streckenverschlüsse
infolge der Wärmeproduktion der eingelagerten Abfälle liegen, ist dieser Fall abgedeckt.
Das erhöhte Lösungspotential erwärmter Salzlösungen bedarf jedoch zusätzlicher
Betrachtungen (s. FEP Auflösung und Ausfällung /WOL 12b/). Hierzu wird in
/MÜL 12a/ Forschungs- und Entwicklungsbedarf ausgewiesen. In Bezug auf die
MgCl 2 -Aufsättigung wurde diesem Sachverhalt bereits empirisch Rechnung getragen,
indem ein entsprechender Überschuss des Bischofitdepots im Infrastrukturbereich der
Erkundungssohle eingeplant wurde. Konstruktiv sind auch Alternativen, z. B. die Anordnung
eines zusätzlichen Streckenverschlusses im schachtnahen Bereich, der die
Menge an Salzlösung in den erwärmten Bereichen und damit das Lösungspotential
zusätzlich beschränkt, denkbar. Dazu ist jedoch anzumerken, dass nach derzeitigem
Erkundungsstand im Bereich des Schachtes Gorleben 1 ein solcher Streckenverschluss
nur sinnvoll angeordnet werden kann, wenn der Anschluss der Einlagerungssohle
an den Schacht im Teufenniveau von etwa 880 m im Süden durch das Anhydritmittelsalz
erfolgt. Dies sollte im Rahmen einer zukünftigen Erkundung berücksichtigt
werden, damit dieser Bereich nicht durch bergbauliche Auffahrungen wie Nischen und
Bohrorte für Abdichtungszwecke unbrauchbar wird.
5.2.3 Einschluss der Radionuklide und Einhaltung der radiologischen
Schutzziele
Die Bewertung des Einschlussvermögens des Endlagersystems erfolgte anhand einer
Betrachtung der potenziellen Freisetzungen der Radionuklide über den Lösungspfad
und über den Gaspfad für alle wahrscheinlichen und weniger wahrscheinlichen Szenarien.
Für die radiologische Langzeitaussage wurde das Bewertungskonzept nach
/MÖN 12/ für das vereinfachte Nachweisverfahren zugrunde gelegt. In den Sicherheitsanforderungen
des BMU /BMU 10a/ wird die vereinfachte radiologische Langzeitaussage
nur für in der wässrigen Phase gelöste Radionuklide skizziert. Zur radiologischen
Bewertung von gasförmig freigesetzten Radionukliden wurde in /LAR 13/ −
analog zum Vorgehen beim Lösungstransport – ein generisches Expositionsmodell für
gasförmig freigesetzte Radionuklide in Ansatz gebracht. Das Expositionsmodell sieht
205

ein bewohntes Wohnhaus vor, in das die Aktivitätsströme der Radionuklide, die über
die Streckenverschlüsse in den Infrastrukturbereich gelangen, eingeleitet werden. Es
wird fiktiv die radiologische Konsequenz aufgrund der Aktivitätsströme ermittelt.
Konzept der Nachweisführung:
In der radiologischen Konsequenzenanalyse wurden die potenziellen Freisetzungen
von Radionukliden aus dem Endlager ermittelt, sowohl für das erwartete Systemverhalten
in der Langzeitphase, als auch für die aufgrund von Ungewissheiten bezüglich der
zukünftigen Entwicklung des Endlagersystems für die in der Szenarienentwicklung systematisch
abgeleiteten Szenarien. Dabei waren im Einzelnen die folgenden Aspekte zu
bearbeiten:
Analyse des Lösungsangebotes im Endlagerbergwerk: Es war zu untersuchen,
welche Lösungsmengen für die zu untersuchenden Szenarien jeweils im Grubengebäude
und insbesondere in den Einlagerungsbereichen zu unterstellen sind.
Hierbei war einerseits die Barrierenwirkung der geotechnischen Verschlusssysteme
zu überprüfen und zu klären, ob und ggf. in welchem Umfang es zum Eindringen
externer Lösungen (Deckgebirgs- oder Formationswässer) von außerhalb in die
Einlagerungsbereiche kommen kann. Dabei waren auch weniger wahrscheinliche
Entwicklungen zu berücksichtigen, bei denen einzelne Abdichtbauwerke den an sie
gestellten Entwurfsanforderungen nicht vollumfänglich genügen. Andererseits waren
interne Lösungsmengen zu betrachten, die als Restfeuchte im Salzgrusversatz
und in den Abfallbehältern zu unterstellen sind.
Analyse von Korrosionsprozessen und Gasbildung: In Abhängigkeit von den abfallnah
zu unterstellenden Lösungsmengen war zu prüfen, in welchem Ausmaß eine
Korrosion der Metalle der Abfallbehälter stattfindet und in welchem Umfang es zur
Gasbildung infolge Metallkorrosion kommt. Dabei war auch der Einfluss des Gastransportes
auf die Hydraulik etwaiger im Grubengebäude vorhandener Lösungen
sowie auf den zeitlichen Verlauf der Salzgruskompaktion mittels Zweiphasenflussrechnungen
zu untersuchen.
Analyse der Radionuklidfreisetzung und ihres Transports im Grubengebäude: Für
den Fall, dass ein Lösungszutritt zu den Abfällen nach Verlust der Dichtigkeit von
Behältern nicht ausgeschlossen werden kann, war das zeitliche Freisetzungsverhalten
von Radionukliden aus den Abfällen (Quellterme) zu bestimmen. Entsprechendes
gilt für die Freisetzung von gasförmigen Radionukliden, wobei diese schon
206

durch Reaktion der Abfälle mit den internen Lösungen (Abfall und abfallnahen Versatz)
freisetzbar sind. Hiernach war entsprechend der Lösungs-und Gasflussdynamik
und unter Berücksichtigung des möglichen Auspressens von Lösungen und
Gasen infolge der konvergenzbedingten Salzgruskompaktion der Transport von gelösten
und gasförmigen Radionukliden im Grubengebäude und ggf. durch die geotechnischen
Abdichtbauwerke hindurch zu analysieren.
Ermittlung der radiologischen Konsequenzen: Nach Maßgabe des Sicherheits- und
Nachweiskonzepts des Vorhabens VSG waren für verschiedene Gebirgsbereiche
in der Umgebung der konzipierten Endlagerbergwerke Aufpunkte zur Bewertung ihres
Einschlussvermögens entlang der Transportwege der Radionuklide festzulegen
/MÖN 12/. Hierbei waren alle Wegsamkeiten, die zu einem Transport von Radionukliden
aus dem Gebirgsbereich beitragen können, zu berücksichtigen. Zur Bewertung
des Einschlussvermögens waren an den Aufpunkten die potenziellen Freisetzungen
von Radionukliden zu analysieren. Unter Verwendung wissenschaftlich
anerkannter Expositionsmodelle wurde getrennt für den Lösungspfad und den
Gaspfad jeweils ein radiologischer Indikator (RGI) errechnet, der im Sicherheitsund
Nachweiskonzept des Vorhabens VSG aus den Schutzkriterien der Sicherheitsanforderungen
des BMU (Abschnitte 6.2 und 6.3 in /BMU 10a/) abgeleitet worden
war (vgl. Kap.4.2.4).
Für die radiologische Konsequenzenanalyse wurden zwei Rechencodes eingesetzt,
der Einphasencode MARNIE für den Lösungstransport und der Zweiphasencode
TOUGH2 für den gekoppelten Lösungs- und Gastransport. Beide Codes ergänzten
sich sowohl hinsichtlich des Modellaufbaus des Endlagerbergwerks als auch im Hinblick
auf das Transportverhalten von Lösungen, Gasen und Radionukliden. Analyseergebnisse
waren i. d. R. die potenziellen Freisetzungen von Radionukliden sowohl in
der Lösung als auch in der Gasphase über die Streckenverschlüsse in den Infrastrukturbereich
des Endlagerbergwerks und von dort aus weiter über die Schachtverschlüsse
in Richtung Deckgebirge.
Im Hinblick auf die Zielsetzung, mit TOUGH2 Transporte von radioaktiven Gasen zu
betrachten, wurden Berechnungen für die in gasförmigen Verbindungen auftretenden
Radionuklide 14 C und 129 I durchgeführt. In den MARNIE-Modellrechnungen wurden alle
zur Ermittlung der radiologischen Konsequenzen relevanten Radionuklide berücksichtigt.
Dies sind sowohl Spalt- und Aktivierungsprodukte mit Halbwertszeiten > 20 Jahren
als auch Radionuklide aus der Thorium-, Neptunium-, Uran- und Actinium-Zerfallsreihe.
207

Die Beschreibung der Freisetzung der Radionuklide aus den Abfallbehältern in die Lösung
basiert auf Freisetzungsmodellen für die unterschiedlichen Abfallarten. Dabei wird
nach einem Kontakt mit wässrigen Lösungen zunächst der Behälterausfall berücksichtigt,
danach die Freisetzung aus den verschiedenen Abfallmatrizes. Die geochemischen
Randbedingungen und die zu berücksichtigenden Löslichkeitsgrenzen der jeweiligen
Radionuklide wurden im Vorfeld der Konsequenzenanalysen in technische
Berichte für das Vorhaben VSG zusammengestellt /KIE 12, KIE 13/. Das Anfangsinventar
der Radionuklide für die Freisetzungsrechnungen wurde dem Abschlussbericht
/PEI 11b/ entnommen.
Bei allen Rechnungen wurde eine mögliche Adsorption von Radionukliden an Festphasen,
z. B. Korrosionsprodukte der Behälter bzw. der Verschlüsse vernachlässigt. Der
radioaktive Zerfall wurde mit den entsprechenden nuklidspezifischen Halbwertszeiten
in den Berechnungen berücksichtigt. Diffusion der Komponenten in der Flüssig- und
Gasphase wurde ebenfalls betrachtet. Es wurde angenommen, dass die Radionuklide
in den gasförmigen Verbindungen nicht chemisch mit den Phasen reagieren und daher
als inerte Tracer betrachtet werden können.
Die Umsetzung des Endlagerbergwerks in Rechenmodelle erfolgte entsprechend den
Bedingungen der jeweiligen Rechencodes. Grundlage für beide Modelle war das in
/BOL 11/ erstellte und dann aufgrund der geänderten Abfallmengen aktualisierte Endlagerkonzept
des Vorhabens VSG /BOL 12/.
Für MARNIE wurde das Endlagerbergwerk in einzelne Module zerlegt und eine Netzwerkstruktur
aufgebaut, die aus eindimensionalen Segmenten besteht /LAR 13/. Diese
Netzwerkstruktur erlaubte die Modellierung des Endlagerkonzepts in der Variante AB1
ohne vereinfachende Abstrahierungen bezüglich des Grubenbauplans. Das Grubenmodell
für den Ostflügel des Endlagerbergwerks mit dem Infrastrukturbereich, den
Querschlägen mit den Streckenverschlüssen sowie den Schächten ist in Abb. 5.26
dargestellt. Durch die Übernahme des Einlagerungsfahrplans /BOL 11/, /BOL 12/ wurden
die bereits in der Betriebsphase einsetzende Kompaktion des Salzgruses in den
versetzten Strecken und der radioaktive Zerfall der Radionuklide in den bereits endgelagerten
Gebinden während der Betriebsphase berücksichtigt.
208

Abb. 5.26 Darstellung des Ostflügels (Einlagerungsvariante B1) mit dem Infrastrukturbereich
auf der 870-m-Sohle im MARNIE-Grubenmodell
Im Unterschied dazu waren für die Nachbildung des Grubengebäudes in einem
TOUGH2-Gitter geometrische Vereinfachungen notwendig. Einen Überblick über das
Modellgitter gibt Abb. 5.27. Die TOUGH2-Berechnungen erfordern rechtwinklige Gitternetze,
so dass das Grubengebäude mit einigen Vereinfachungen abgebildet werden
musste. Wegen der Orthogonalität des Modellgitters entsprechen nicht alle Streckenlängen
denen des Endlagerkonzeptes. Bei der Gittererstellung wurde darauf geachtet,
dass die Volumina der Strecken und Hohlräume denjenigen des Endlagerkonzeptes
entsprechen. Der Grund für die Wahl eines volumentreuen Gitters war die Relevanz
der Volumina für den Gasdruck und -transport sowie weitere damit in Zusammenhang
stehende Prozesse. Um Volumentreue zu erreichen, wurden die Streckenquerschnitte
entsprechend angepasst. Die Anpassungen betreffen in erster Linie die südliche
Richtstrecke und vereinzelte Querschläge (vgl. Abb. 5.26 und Abb. 5.27). Mit diesen
Anpassungen treten auch Abweichungen von den hydraulischen Widerständen auf,
deren Einfluss auf das Transportgeschehen der Fluide von untergeordneter Bedeutung
ist. Neben den Gittervereinfachungen wurden auch einzelne Prozessabläufe vereinfacht
modelliert. So wurde in TOUGH2 der Einlagerungsfahrplan nicht berücksichtigt,
sondern das Einsetzen der Kompaktion des Salzgrusversatzes, der Gasentwicklung
und der Freisetzung von Radionukliden in eine gasförmige Verbindung erfolgt im Modell
instantan mit dem Verschluss des Endlagers.
209

Abb. 5.27 Modellgitter des Grubenbaus für die Einlagerungsvarianten AB1 und B1 im
TOUGH2-Grubenmodell
Um den Einfluss von Parameter- und Datenungewissheiten auf die Analyseergebnisse
bewerten zu können, wurden zusätzlich Analysen mit Variationen der Parameter und
Randbedingungen durchgeführt. Weiterhin wurde mit beiden Rechenprogrammen der
Einfluss bestehender Prozess- und Modellungewissheiten auf die Belastbarkeit der
numerischen Ergebnisse der radiologischen Konsequenzenanalyse ermittelt und bezüglich
der Robustheit der Aussageergebnisse gewürdigt.
Einzelnachweise und Ziele:
Mit Hilfe der Einphasenrechnungen des Programms MARNIE wurde für das Referenzszenarium
und die Alternativszenarien analysiert, ob und in welchem Umfang Lösungen
über die Streckenverschlüsse in das Endlagerbergwerk eintreten, und wenn ja, ob
die eingelagerten Abfälle von den Lösungen erfasst und Radionuklide aus den Abfällen
freigesetzt werden können. Im Falle der Freisetzung von Radionukliden aus den Abfällen
wurde der Radionuklidtransport in der Lösung analysiert mit dem Ziel, die über die
Streckenverschlüsse in den Infrastrukturbereich gelangten Aktivitätsströme entsprechend
dem Bewertungskonzept /MÖN 12/ radiologisch zu bewerten.
Ziel der Zweiphasenrechnungen für das Referenzszenarium und die Alternativszenarien
war es, sowohl das Vordringen von Lösung unter Zweiphasenbedingung als auch
den Transport der Gasphase bzw. Lösungsphase inklusive den darin ggf. enthaltenen
Radionukliden zu analysieren. Im Falle der Freisetzung von Radionukliden aus einem
Endlagerbehälter wurde jeweils festgestellt, ob es unter Berücksichtigung der physikalischen
Wechselwirkung der Radionuklide mit den Phasen einen Radionuklidtransport
in der Lösung und/oder in der Gasphase über die Streckenverschlüsse in den Infrastrukturbereich
geben kann. Bei der Modellierung des Transports von Radionukliden in
210

der Gasphase wurde aufgrund unzureichender Kenntnisse eine Reihe von konservativen
Annahmen getroffen, z. B. bezüglich der Verteilung von 14 C in CO 2 - oder CH 4 -
Verbindungen.
Ein weiteres Ziel war die radiologische Bewertung der potenziell über den Streckenverschluss
in den Infrastrukturbereich freigesetzten Radionuklide nach dem vereinfachten
Nachweisverfahren zur radiologischen Langzeitaussage /BMU 10a/. Die Streckenverschlüsse
werden hier als Aufpunkte (s. vorhergehende Diskussion zum Konzept der
Nachweisführung) zur späteren Ermittlung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
verwendet. Zur radiologischen Bewertung ist für die mit der Lösung freigesetzten Radionuklide
die im Nachweiskonzept (Kap. 4.2.4.1) vorgegebene Rechenvorschrift, für
gasförmig freigesetzte Radionuklide eine analoge Rechenvorschrift /LAR 13/ herangezogen
worden.
Ergebnisse der Analysen :
Einphasen-Lösungstransport
Die Analysen mit dem Programm MARNIE zu den als relevant identifizierten Szenarien
weisen die folgenden Ergebnisse auf:
Alle Rechnungen zum Radionuklidtransport in der Lösungsphase mit einer Restporosität
des kompaktierten Versatzes von 1 % führen zu einer quasi Null-Freisetzung
über die Streckenverschlüsse und damit zu einem RGI gleich 0 (vollständiger Einschluss
der Radionuklide). Sowohl für das Referenzszenarium l als auch für die Alternativszenarien
finden keine Freisetzung über die Streckenverschlüsse statt, da
keine Lösungen aus dem Infrastrukturbereich zu den Abfällen vordringen können.
Die vorhandenen Lösungsmengen in den Abfällen und im Versatz reichen nicht
aus, die Behälter zu korrodieren oder Radionuklide in Lösung zu bringen. Auch
Analysen mit Variation der Parameter ändern das Systemverhalten in Bezug auf
die Freisetzung nicht, da auch in diesen Modellrechnungen keine oder eine rein
rechnerische geringe Freisetzung von Radionukliden über die Streckenverschlüsse
(= Rand des hier angenommenen einschlusswirksamen Gebirgsbereichs,
s. Kap. 5.2.5) erfolgt, die praktisch als Nullfreisetzung interpretiert werden kann
(s. Abb. 5.28). Für den Lösungstransport ist somit der vollständige Einschluss der
Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich als erfüllt anzusehen.
211

Die Rechenfälle zu den Alternativszenarien Schachtverschlussversagen und Streckenverschlussversagen
weisen im Ergebnis ebenfalls keine oder eine sehr kleine
rechnerische Freisetzung von Radionukliden über die Streckenverschlüsse (= Rand
des hier angenommenen einschlusswirksamen Gebirgsbereichs) aus, die praktisch
als Nullfreisetzung interpretiert werden kann. Auch für die Alternativszenarien ist
der sichere Einschluss gegeben.
Abb. 5.28 RGI am Streckenverschluss Ost (Einlagerungsvariante B1) als Ergebnis
durchgeführter Radionuklidtransportrechnungen: Ausschnitt aus den
Parametervariationen des Referenz- und Alternativszenariums Schachtverschlussversagen,
aus /LAR 13/
212

Zweiphasen-Transportrechnungen
Mit Hilfe der Zweiphasenrechnungen mit dem Programm TOUGH2 zu den als relevant
identifizierten Szenarien wurden folgende Ergebnisse erzielt:
Referenzszenarium
Die Freisetzung von 14 C aus dem Endlagerbehälter wurde konservativ als in CO 2 gebunden
angenommen, wobei die 14 C-Aktivität zugrunde gelegt wurde, die als sofort
freisetzbarer Anteil (IRF, vgl. Kap. 5.1.1.2) ermittelt wurde. Mit dem Programm
TOUGH2 wurden der 14 C-Aktivitätsfluss in Form eines CO 2 -Transportes in der Gasund
Flüssigphase im Endlager ermittelt und die Freisetzung von Radionukliden über
die Streckenverschlüsse in Richtung Infrastrukturbereich berechnet. Dabei wurden die
RGI für die Flüssig- und Gasphase und für die in der jeweiligen Einlagerungsvariante
relevanten Streckenverschlüsse ermittelt und summiert. Für die Einlagerungsvariante
B1 bedeutet dies, dass der RGI auf Basis eines CO 2 -Ausstroms und damit von
14 C-Aktivitätsströme über die beiden Streckenverschlüsse Mitte und Ost errechnet wird.
In der Einlagerungsvariante AB1 wird der RGI für drei Streckenverschlüsse (West, Mitte
und Ost) berechnet.
Endlagervariante B1: Defekte Behälter
Bei diesen Untersuchungen wurde die Auswirkung eines vorzeitigen Versagens eines
Behälters aufgrund von Fertigungsfehlern analysiert. Dabei wurde im Referenzszenarium
angenommen, dass vier POLLUX ® -10-Behälter direkt zu Beginn der Nachverschlussphase
versagen (im Folgenden als „defekt“ bezeichnet). Da deren Verteilung im
Endlager auf die Einlagerungsstrecken nicht näher spezifiziert werden konnte, wurde in
den Analysen konservativ davon ausgegangen, dass im Einlagerungsfeld Ost 12 (erstes
Einlagerungsfeld hinter den Streckenverschlüssen, s. Abb. 5.29) ein defekter Behälter
vorhanden ist. Diese Annahme wurde als wahrscheinlich eingestuft. Daraus leiteten
sich mehrere Rechenfälle ab, in welchen der Ort der Freisetzung von
Radionukliden variiert wird.
213

Abb. 5.29 Variation der Position defekter Behälter (Variante B1), aus /LAR 13/
Freisetzungsorte in Rot, der volatile IRF-Anteil eines Behälters wird freigesetzt in:
V1: im gesamtem Einlagerungsfeld Ost 12, V2: in der nördl. Strecke des Feldes Ost 12, V3:
in der mittl. Strecke des Feldes Ost 12, V4: in der südl. Strecke des Feldes Ost 11, V5: in
der nördl. Strecke des Feldes Ost 11, V6: in der nördl. Strecke des Feldes Ost 4, V7: in der
mittl. Strecke des Feldes Ost 4, V8: in der südl. Strecke des Feldes Ost 4
Die Annahme von zwei defekten Behältern in einem Feld (insbesondere im ersten Einlagerungsfeld
Ost 12) wurde als weniger wahrscheinlich eingestuft und deshalb als
Eingabewert zu den Alternativszenarien zugerechnet, die Verteilung von drei defekten
Behältern in einem Feld wird als unwahrscheinlich betrachtet. Auf die Berechnung weiterer
möglicherweise als wahrscheinlich einzustufender Behälterverteilungen wurde
verzichtet (z. B. Verteilung von zwei Behältern in benachbarten Feldern) und stattdessen
ein abdeckender Rechenfall analysiert, in welchem davon ausgegangen wurde,
dass sich in Feld Ost 12 ein defekter und im Nachbarfeld (Feld Ost 11) zwei defekte
Brennelement-Behälter befinden (letzteres ist für sich bereits weniger wahrscheinlich).
Der Einlagerungsort des vierten defekten Behälters östlich des Feldes Ost 11 spielt
bzgl. der Höhe der 14 C-Freisetzung über die Streckenverschlüsse eine untergeordnete
Rolle und wurde nicht weiter variiert.
Zusätzlich zu den defekten Behältern wurde gemäß /BEU 12b/ angenommen, dass die
restlichen Brennelement-Behälter 500 Jahre lang gasdicht bleiben. Ab dem Zeitpunkt
500 Jahre ist in allen Rechenfällen die vollständige instantane Freisetzung des in
die Gasphase freisetzbaren 14 C-Anteils angenommen worden.
214

Die Ergebnisse der Rechenfälle zur Variation der Freisetzungsorte der volatilen IRF
aus defekten Behältern zeigen, dass der Ort der defekten Behälter einen großen Einfluss
auf die errechneten Aktivitätsflüsse über die Streckenverschlüsse hat. Die Rechenfälle
zu defekten Behältern in Feld Ost 12 weisen einen insgesamt höheren RGI
als die Rechenfälle zu defekten Behältern in Feld Ost 11 auf, erreichen aber im Maximum
alle einen RGI < 1. Für die Rechenfälle mit einer Verteilung der initial defekten
Behälter in den weiter von den Streckenverschlüssen entfernt liegenden Einlagerungsfeldern
werden RGI errechnet, die Größenordnungen unter einem RGI von 1 liegen.
Der Einfluss der Korrosionsrate auf den Transport gasförmiger Radionuklidverbindungen
wurde ebenfalls analysiert. Die Analyseergebnisse zeigen, dass bezüglich des
Gaspfades eine hohe Korrosionsrate zu einem hohen und frühen 14 C-Austrag über die
Streckenverschlüsse führt, während eine niedrige Korrosionsrate zu niedrigem und
frühem 14 C-Austrag führt. Zu späteren Zeiträumen liegt der Austrag bei niedriger Korrosionsrate
aber etwas höher als bei hoher Korrosionsrate. Dieser Effekt ist modelltechnisch
durch den zusätzlich im Umfeld der Behälter entstehenden Gasdruckaufbau
aufgrund der entstehenden Korrosionsgase zu erklären. Die Korrosionsrate selbst hat
einen geringen Einfluss auf die Freisetzung von 14 C aus den Brennelementen (Quellterm),
da das 14 C im Model aus der IRF in den Porenraum des Salzgrusversatzes unabhängig
von der Korrosionsrate instantan freigesetzt wird. Auch in diesen Fällen wird
der Bemessungswert RGI = 1 nicht überschritten. Gleiches gilt für eine erhöhte Wassermenge
in den POLLUX ® -10-Behältern.
Die über die Streckenverschlüsse freigesetzte 14 C-Aktivität aus der IRF der Abfälle in
den POLLUX ® -9-Behältern der Felder Ost 2 und 3 führt zu einem RGI, der unterhalb
von 1·10 -5 liegt und damit praktisch gleich Null gesetzt werden kann.
Endlagervariante B1: Einfluss der eingelagerten Strukturteile
Der Einfluss der in den Einlagerungsvarianten AB1 und B1 vorgesehenen Einlagerungsstrecke
mit Strukturteilen in Mosaikbehältern wurde untersucht. Die Planung
(AP 5 /BOL 11/) sieht vor, dass die Strecke in unmittelbarer Nähe zum Streckenverschluss
angeordnet ist, wobei an die Behälter keine Anforderungen an die Gasdichtheit
gestellt wurden. Die Rechenfälle für dieses Konzept weisen aus, dass der RGI deutlich
oberhalb von 1 liegt. Für den Fall, dass an diese Behälter Anforderungen hinsichtlich
der Gasdichtheit unterstellt werden können, ergeben sich eine deutliche Reduzierung
der 14 C-Freisetzung und RGI-Werte < 1.
215

Einlagerungsvariante AB1
In den Rechenfällen, in welchen ausschließlich die Freisetzung aus dem Westflügel
betrachtet wurde, zeigt sich eine starke Abhängigkeit des RGI von der angenommenen
Korrosionsrate. Eine Erhöhung der Korrosionsrate der Gebinde der nicht wärmeentwickelnden
Abfälle führt aufgrund des schnellen Gasdruckaufbaus wegen der hohen Korrosionsrate
zu einer Erhöhung der 14 C-Freisetzung aus dem Westflügel. Es sei darauf
hingewiesen, dass in anderen Endlagerkonzepten für einige dieser Behälter andere
Materialien vorgesehen sind (z. B. Beton), wodurch die Korrosionsraten verringert werden.
Der Rechenfall U5 (Abb. 5.30) stellt die Kombination der Rechenfälle dar, aus denen
jeweils die höchsten 14 C -Aktivitätsflüsse aus dem Ost bzw. dem Westflügel (U1) resultierten.
Die Überlagerung der 14 C-Aktivitätsflüsse über die Streckenverschlüsse zwischen
beiden Flügeln führt zu einem RGI von ca. 2,3. Dieser RGI ist etwas geringer als
es die Summe der RGI der beiden einzelnen Rechenfälle wäre (ca. 2,6). Dies deutet
darauf hin, dass ein Teil des im Ostflügel freigesetzten 14 C über den nördlichen Streckenverschluss
in den Westflügel transportiert wird. Tatsächlich zeigt sich, dass in den
ersten zehn Jahren nach Verschluss des Endlagers Gas vom Ost- in den Westflügel
transportiert wird bevor sich nach ca. zehn Jahren die Richtung umkehrt. Nach
10 Jahren stellt sich ein erhöhter Druck auf der westlichen Seite des nördlichen Streckenverschlusses
ein und dementsprechend kehrt sich die Strömungsrichtung des
Gases um und verläuft nun vom Westflügel in den Ostflügel /KOC 12/.
216

Abb. 5.30 14 C-Freisetzung in den Infrastrukturbereich, Rechenfälle für das Referenzszenarium
(U1 – U4 nur Westflügel, U5 beide Flügel)
Einlagerungsvariante AB1, West- und Ostflügel
In weiteren Rechenfällen wurde die Freisetzung von volatilem 129 I aus den POLLUX ® -
Behältern sowie der Transport im Endlager analysiert. Die Analysen ergaben, dass
über die Streckenverschlüsse eine Freisetzung von 129 I als volatile IRF-Komponente
aus den POLLUX ® -10-Behältern erst nach sehr langen Zeiträumen erfolgt und nur einen
geringen RGI (< 0,01) aufweist.
Alternativszenarien: Defekte Behälter
Alternativszenarien ergeben sich nach /BEU 12b/ sowohl aus der Anzahl defekter Behälter
als auch aus deren Verteilung auf die Einlagerungsfelder. Analog zu den Rechenfällen
des Referenzszenariums wurde, um die Anzahl der Rechenfälle der Variation
der Einlagerungsorte zu minimieren, ein abdeckender Rechenfall definiert. Für
diesen wurde angenommen, dass sich ein defekter Behälter am Ort V2 in Feld 12 befindet
und zwei weitere defekte Brennelement-Behälter in Feld 11 am Ort V4 und V5.
Diese Verteilung der drei defekten Behälter ist für sich bereits unwahrscheinlich und
bedeutet eine äußerst konservative Betrachtung der Radionuklidfreisetzung aus den
Einlagerungsfeldern Ost 12 und Ost 11.
217

Des Weiteren muss nach /BEU 12b/ bei diesen Alternativszenarien davon ausgegangen
werden, dass insgesamt nicht vier sondern sechs Brennelement-Behälter defekt
eingelagert werden. Hierzu wurde folgender abdeckender Rechenfall betrachtet: alle
Behälter befinden sich in einer Einlagerungsstrecke (Ort: V2) in Feld 12. Diese Annahme
ist analog zu den vorigen Annahmen extrem konservativ und unwahrscheinlich.
Im Ergebnis liegen für die Rechenfälle aus den Alternativszenarien alle ermittelten RGI
deutlich unterhalb von 1. In Analogie zu den Rechenfällen für das Referenzszenarium
zeigen die Ergebnisse auch in diesen Fällen eine starke Abhängigkeit vom Ort der Einlagerung
für die defekten Behälter (Rechenfälle Y-Z1 bis Y-Z4). Der Rechenfall, in welchem
sechs defekte Behälter am (durch andere Rechenfälle ermittelten) ungünstigsten
Ort V2 eingelagert werden, weist mit einem Wert von ca. 0,37 den höchsten RGI auf.
Alternativszenarien: Streckenverschlussversagen
Für den Rechenfall des Referenzszenariums zum Endlagerkonzept, Variante B1, der
die höchste Freisetzung volatiler Radionuklide aus den POLLUX ® -Behältern aufwies,
wurden das vorzeitige Versagen eines Streckenverschlusses unmittelbar nach Verschluss
des Endlagers betrachtet und die Lokation der Ausfälle variiert: Im Rechenfall
Y-Z5 wird das vorzeitige Versagen des östlichen, im Rechenfall Y-Z6 das vorzeitige
Versagen des mittleren Streckenverschlusses angenommen. Die integrale Permeabilität
der Streckenverschlüsse nach dem Versagen wurde jeweils mit 1·10 -15 m 2 angesetzt.
Für den Rechenfall des Referenzszenariums, der die höchste Freisetzung von volatilen
Radionukliden aus den Behältern mit Brennelement-Strukturteilen zeigte, wurde das
vorzeitige Versagen der Streckenverschlüsse für jeden Streckenverschluss ebenfalls
einzeln betrachtet. Es entstanden die Rechenfälle P-Z1 (Streckenverschluss Ost), P-Z2
(Streckenverschluss West) und P-Z3 (Schachtverschluss). Auch hier wurde die integrale
Permeabilität der Verschlüsse nach Versagen jeweils auf 1·10 -15 m 2 gesetzt.
Die Analysen wiesen folgende Ergebnisse auf:
In den Ergebnissen der Rechenfälle aus den Alternativszenarien zur Einlagerungsvariante
B1 (ohne Strukturteile) lagen alle ermittelten RGI deutlich unterhalb von
eins. In Analogie zu den Rechenfällen für das Referenzszenarium zeigten die Er-
218

gebnisse auch in diesen Fällen eine starke Abhängigkeit vom angenommenen Ort
der Einlagerung für die defekten Behälter.
Wie bei dem Referenzszenarium wiesen die Ergebnisse der Rechenfälle für die
Alternativszenarien bezüglich der Freisetzung aus den Brennelement-Strukturteilen
RGI-Werte aus, die sämtlich den Wert von 1 überschritten. Die deutlichste Auswirkung
auf die Entwicklung des RGI zu frühen Zeitpunkten hatte das Alternativszenarium
des vorzeitigen Versagens des Streckenverschlusses „Ost“. Analog zu den
Rechenfällen des Referenzszenariums hatte dagegen die Annahme, dass für diese
Behälter eine Gasdichtheit über 500 a Jahre unterstellt werden kann (im Vorhaben
VSG wird damit auch eine Gasdichtigkeit gegenüber CO 2 unterstellt), einen RGI zur
Folge, der Größenordnungen unter 1 lag.
Für die Rechenfälle der Alternativszenarien zu Abfällen im Westflügel in Kombination
mit dem Ostflügel (Einlagerungsvariante AB1) ergaben die Analysen, dass keiner der
ermittelten RGI höher als 0,5 war (Abb. 5.31). Bemerkenswert dabei ist, dass die Rechenfälle
vorzeitiges Versagen des Streckenverschlusses „Ost“ und vorzeitiges Versagen
des Streckenverschlusses „Nord“ kaum Unterschiede bzgl. ihres Freisetzungsverhaltens
über die Streckenverschlüsse aufwiesen.
219

Abb. 5.31 14 C- Freisetzung in den Infrastrukturbereich: Rechenfälle für die
Alternativszenarien, Einlagerungsvariante AB1, aus /LAR 13/
Vorzeitiges Versagen der Streckenverschlüsse Ost (U-Z1), Mitte (U-Z2), West (U-Z3) und
Nord (U-Z4), vorzeitiges Versagen des Schachtverschlusses (U-Z5), erhöhte Korrosionsrate
(U-Z6).
Alternativszenarien: frühzeitiges Schachtverschlussversagen
Die Analysen zeigen, dass bei einem frühzeitigen Versagen des Schachtverschlusses
die benötigte Zeit zum Auffüllen des Infrastrukturbereiches mehr als 1.000 Jahre beträgt.
Erst nach dieser Zeit steht voller hydrostatischer Druck am Streckenverschluss
an und vermag Lösung in die Einlagerungsbereiche einsickern zu lassen. In diesem
Zeitraum sind jedoch alle Prozesse, die zu den frühzeitigen 14 C-Freisetzungen führen,
bereits abgeschlossen. Die für das Alternativszenarium eines frühzeitigen Schachtverschlussversagens
ermittelten RGI unterscheiden sich daher nicht wesentlich von denjenigen,
die im Fall des Referenzszenariums errechnet wurden.
Fazit:
Für den Einphasen-Lösungstransport konnte gezeigt werden, dass sowohl für das
Referenzszenarium als auch für die Alternativszenarien der vereinfachte radiologische
220

Nachweis geführt werden kann. Die Bewertungsgröße RGI < 1 wurde in allen Fällen so
deutlich unterschritten, dass entweder gar kein Transport oder praktisch keine Freisetzung
stattfindet.
Die Zweiphasen – Transportanalysen bestätigten die Ergebnisse der Einphasen-
Lösungstransportrechnungen für den Radionuklidtransport in der Lösung. Für den
Transport in der Gasphase sind die Analyseergebnisse differenzierter. Für die gasförmigen
Radionuklide konnte sowohl für das Referenzszenarium als auch die Alternativszenarien
der vereinfachte Nachweis geführt werden, wenn für die endgelagerten
Strukturteile eine Optimierung hinsichtlich der Einlagerung in gasdichten Behältern
unterstellt wurde. Im Falle der ursprünglich vorgesehenen Lagerung der Strukturteile
ohne weitere Anforderung an die Konditionierung und Verpackung nahe dem Streckenverschluss
Süd wurde die Bemessungsgröße RGI in allen Rechenfällen überschritten.
Diese Aussage gilt insoweit, wenn die Aufpunkte für die Bestimmung des
RGI an den schachtseitigen Stirnflächen der Streckenabdichtungen (Rand des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs, vgl. Kap. 5.2.5 und Abb. 5.33) angesetzt werden.
Werden die Aufpunkte für die Bestimmung des RGI über den Infrastrukturbereich hinaus
(außerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs) im Bereich der unteren
Schachtabdichtungen positioniert, ergeben sich für alle untersuchten Alternativszenarien
RGI-Werte, die deutlich unterhalb von 1 liegen (Abb. 5.32). Hintergrund ist, dass die
Gasdiffusion dem Zustrom von Lösungen durch den Schacht in den Infrastrukturbereich
entgegengerichtet ist und die resultierenden Aktivitätsflüsse daher extrem gering
sind.
221

Abb. 5.32 Mit TOUGH2 berechneter RGI auf Basis der Aktivitätsströme durch die
untersten Dichtelemente der Schachtverschlüsse (Summe aus Schacht 1
und 2), aus /LAR 13/
Die Kurven wirken aufgrund der logarithmischen Darstellung „abgeschnitten“ und würden für
die nicht dargestellten Bereiche in einer linearen Darstellung in den negativen Bereich fallen,
was auf einen Fluidtransport in umgekehrte Richtung, also in das Endlager hinein, hinweist.
Dargestellt sind nur die Rechenfälle U-Z3 und U-Z6, alle anderen Rechenfälle ergaben RGI-
Werte

5.2.4 Nachweis des Kritikalitätsausschlusses
Zum Nachweis des Kritikalitätsausschlusses von spaltbaren Nukliden in der Nachverschlussphase
des Endlagers wurden Analysen durchgeführt. Wesentliche Randbedingungen
und Parameter, die hierbei eine Rolle spielen, sind zum einen der Zustand des
endzulagernden Kernbrennstoffes selbst, wie z .B. dessen Zusammensetzung, Anfangsanreicherung,
Abbrand, Art der Konditionierung und zum anderen die Auslegung
der Endlagerbehälter. Hierbei wurden die möglichen Einwirkungen auf die Endlagerbehälter
bis hin zum Integritätsverlust mit Degradation der Behältereinbauten und der
Brennelementstrukturen sowie im weiteren das Lösen und der Transport von Radionukliden
in das umgebende Wirtsgestein berücksichtigt.
Konzept der Nachweisführung:
Es wurden Nachweise zur Einhaltung der Unterkritikalität für intakte Behälter sowie bis
zu einem gewissen Grad, d. h. für eine Reihe von Betrachtungsfällen, für beschädigte
oder korrodierte Behälter geführt. Darüber hinaus wurden hypothetische Konfigurationen
und Verteilungen des eingelagerten Kernbrennstoffes ermittelt, unter denen eine
Kritikalität möglich wäre, die aber als unwahrscheinlich bzw. als auszuschließen anzusehen
sind.
Einzelnachweise und Ziele:
Zur Kritikalitätssicherheit der Endlagerbehältertypen POLLUX ® und Brennstabkokille
BSK–3, beide mit Stäben aus DWR–Brennelementen, sowie für generische Modelle
von Transport– und Zwischenlagerbehältern wurden Untersuchungen in Anlehnung an
die zur Brennelement–Zwischenlagerung in Deutschland eingesetzten Behälter durchgeführt.
Dabei sind die für deutsche Anlagen repräsentativen Brennelementtypen und
Spaltstoffgehalte zugrunde gelegt worden. Durch die getroffenen Annahmen wurde der
Großteil der zur Endlagerung vorgesehenen, bestrahlten Brennelemente aus Leistungsreaktoren
abgedeckt. Um die bei Berücksichtigung des Brennelementabbrands
entstehende Problematik der Nachweisführung des erreichten Abbrands (zunächst)
auszuklammern, wurde in den Rechnungen frischer Brennstoff angenommen. Dies
kann je nach Behältermodell und weiteren Randbedingungen rechnerisch zu einem um
bis zu 0,25 höheren Wert des Multiplikationsfaktors gegenüber der Berücksichtigung
des vollen Abbrands führen, wie Vergleiche zu früheren, generischen Untersuchungen
223

zeigten. Darüber hinaus wurden Ergebnisse früherer, z. T. generischer, standortunabhängiger
Studien zusammengefasst.
Hervorzuheben ist, dass der Zutritt von Wasser zu den Kernbrennstoffen eine generelle
Voraussetzung für alle analysierten Betrachtungsfälle in der Nachverschlussphase
darstellt, die zu einem Anstieg des Neutronenmultiplikationsfaktors k 36 eff führen. Einerseits
kann Wasser als Neutronenmoderator die Reaktivität gegenüber einer trockenen
Anordnung von Kernbrennstoff wesentlich erhöhen, andererseits kann es durch chemische
Prozesse zur Veränderung einer zunächst unterkritischen Anordnung in einem
Behälter bis hin zu einer kritischen Anordnung beitragen. Umgekehrt lässt sich daraus
folgern, dass bei der Endlagerung von niedrig angereichertem Kernbrennstoff eine Kritikalität
ausgeschlossen ist, wenn kein Lösungszutritt zu den Kernbrennstoffen erfolgt.
In der vorliegenden Arbeit wurde ein Lösungszutritt postuliert. Zeitpunkt und Eintrittswahrscheinlichkeit
dieses Geschehens waren hierbei nicht Gegenstand der Untersuchung.
Ergebnisse der Analysen:
Eine wesentliche Randbedingung für die Nachweisführung ist die Berücksichtigung der
Neutronen absorbierenden Wirkung des Nuklids 35 Cl, welches in einer Salzstruktur, wie
die von Gorleben, in großen Mengen zu finden ist. Wie die Rechenergebnisse für die
gewählten Betrachtungsfälle zeigen, wird durch die Neutronen absorbierende Wirkung
des Nuklids 35 Cl, das − bei der Annahme, dass bei Lösungszutritt von einer gesättigten
Salzlösung ausgegangen werden kann − in hoher Konzentration vorliegt, ein stark reaktivitätsmindernder
Effekt im Vergleich zu reinem Wasser bewirkt. Eine Berücksichtigung
des Abbrands der Brennelemente wird in diesem Fall nicht erforderlich. Im Hinblick
auf mögliche Langzeiteffekte wurden in den Kritikalitätsrechnungen ausgewählte
Degradationsszenarien wie Flutung des Behälterinnenraums mit reinem Wasser bzw.
gesättigter Salzlösung, Verlust des eingebauten Neutronenabsorbers oder Auflösung
des Brennelementkorbes modelliert. Unter Berücksichtigung des 35 Cl in der Konzentration,
die in gesättigter Lösung vorliegt, bleiben alle betrachteten Systeme und Betrachtungsfälle
unterkritisch, so dass das Nachweiskonzept der Kritikalitätssicherheit für
LWR-Brennstoffe darauf abgestützt werden kann. Für einige höher angereicherte
36 Als Indikator für den Nachweis des Kritikalitätsausschlusses wird der Multiplikationsfaktor k eff verwendet,
der angibt, wie viele Neutronen im Verhältnis zu den vorher vorhandenen Neutronen bei einem Kernspaltprozess
entstehen. Eine Kritikalität kann bei einem Wert k eff < 0,95 ausgeschlossen werden.
224

Brennstoffe aus Forschungs- und Prototypreaktoren kann – je nach Brennstoffart und
explizitem Behälterkonzept – dennoch eine Umkonditionierung der Brennstoffe vor
ihrer Endlagerung erforderlich werden. Dies gilt insbesondere für die besonders reaktiven
Brennstoffe der Reaktoren FRM-II und KNK-II. Eine bessere Einschätzung hierzu
erfordert jedoch tiefer gehende Untersuchungen, die den Rahmen des Vorhabens VSG
gesprengt hätten.
Zusätzlich wurden verschiedene Formen möglicher Behälterverfüllungen exemplarisch
untersucht. Je nach Behältertyp und Brennstoffart, v. a. CASTOR ® V/19 und
CASTOR ® MTR2, kann durch eine geeignete Verfüllung von Behälterhohlräumen der
Nachweis der Unterkritikalität nach derzeitigem Stand ggf. auch ohne Berücksichtigung
der Neutronen sorbierenden Wirkung des Chlors auf Basis von frischem Brennstoff
geführt werden. Um dies abschließend zu bewerten, müssen aber genau definierte
Randbedingungen vorliegen.
Fazit:
Als Ergebnis der Kritikalitätsuntersuchungen im Vorhaben VSG ist die Bildung einer
sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in einem Endlager in einem chloridbasierten
Salzgestein auf Basis des Nuklidinventars eines einzelnen Endlagerbehälters der Typen
BSK-3, POLLUX ® -10 sowie bei der direkten Endlagerung von Zwischenlagerbehältern
CASTOR ® mit bestrahlten LWR-Brennstoffen ausgeschlossen.
Je nach Behältertyp und Brennstoffart, v. a. CASTOR ® V/19 und CASTOR ® MTR2,
kann durch eine geeignete Verfüllung von Behälterhohlräumen der Nachweis der Unterkritikalität
nach derzeitigem Stand ggf. auch ohne Berücksichtigung der Neutronen
absorbierenden Wirkung des Chlors auf Basis von frischem Brennstoff geführt werden.
Für einige höher angereicherte Brennstoffe aus Forschungs- und Prototypreaktoren
kann – je nach Brennstoffart und explizitem Behälterkonzept – dennoch eine Umkonditionierung
der Brennstoffe erforderlich werden. Dies gilt insbesondere für die besonders
reaktiven Brennstoffe der Reaktoren FRM-II und KNK-II.
225

5.2.5 Ausweisung von Lage und Grenze des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
Mit dem Vorhaben VSG wurde erstmalig eine Bewertung des Einschlussvermögens für
die radioaktiven Abfälle in einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich auf der Grundlage
der am Standort Gorleben angetroffenen geologischen Situation in Verbindung mit
im Vorhaben entwickelten Endlagerkonzepten und vor dem Hintergrund systematisch
abgeleiteter Szenarien zur Beschreibung möglicher zukünftiger Entwicklungen durchgeführt.
Es lagen vorab keine Erkenntnisse vor, für welche Salzstockbereiche ein Integritätsnachweis
geführt werden kann. Aus diesem Grund kann der einschlusswirksame
Gebirgsbereich nicht vorab, d. h. nicht vor Durchführung der numerischen
Analysen zur Integrität der Salzbereiche und zum Radionuklidtransport, abschließend
festgelegt werden, sondern erst anhand der Ergebnisse der numerischen Analysen.
Auf Basis der umfangreichen und langen Erfahrungen im Salzbergbau konnte abgeleitet
werden, dass ein Sicherheitsabstand allseitig um das Endlagerbergwerk in der Größenordnung
von einigen Zehner Metern ausreicht, um die Integrität des Gebirgsbereichs
zu bewahren /MIN 10/. Als Planungsgrundlage für die Entwicklung der
Endlagerkonzepte wurde daher festgelegt, für die Auslegung der Grubenbaue in den
Einlagerungsbereichen einen Mindestabstand von 50 m zwischen dem Endlagerbergwerk
und den geologischen Strukturen außerhalb des Hauptsalzes anzusetzen, der an
jeder Stelle der konzipierten Endlagerbergwerke, mit Ausnahme des Infrastrukturbereichs,
einzuhalten ist.
Dieser Sicherheitsabstand berücksichtigt die Ungewissheiten bei der Detektion von
geologischen Schichtgrenzen, die mögliche Existenz von Klüften begrenzter Reichweite
am Übergang zu den an das Hauptsalz angrenzenden Salinarschichten sowie die
Ausdehnung der Auflockerungszone um die Grubenbaue. Unter der Voraussetzung,
dass die Integrität der geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
nachgewiesen werden kann und folglich keine Wegsamkeiten durch das Salzgestein
bestehen oder sich ausbilden, können Radionuklide den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich lediglich entlang der bei der Auffahrung geschaffenen Hohlräume verlassen,
sofern sie nicht durch die geotechnischen Verschlussbauwerke zurückgehalten
werden. Für die Bewertung des Einschlussvermögens des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
gegenüber Radionukliden wurde zur Ermittlung der Freisetzung in einem
ersten Ansatz die Außenfläche der Streckenverschlüsse auf der Seite des Infrastrukturbereichs
gewählt, siehe auch die Ergebnisse der Analysen in Kapitel 5.2.3.
226

Da die Integritätsanalyse zur geologischen Barriere im Ergebnis ausreichend mächtige
integre Salzbereiche in der Umgebung des Endlagerbergwerks im Hauptsalz der
Staßfurt-Folge (z2HS) ausgewiesen hat, die in der Lage sind, aufgrund ihrer Eigenschaften
den Einschluss der Radionuklide zu gewährleisten, ergeben sich Spielräume
für die Festlegung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs. Das bedeutet, es ergeben
sich mehrere sinnvolle Alternativen hinsichtlich Lage und Ausdehnung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs. Die Festlegung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
erfolgt mittels eines Abwägungsverfahrens, welches das Einschlussverhalten,
das potenzielle Freisetzungsverhalten sowie die Robustheit der Integrität
und des Einschlusses würdigt. Die Kriterien zur Abwägung umfassen folgende Aspekte
/MÖN 12/:
Die Charakterisierbarkeit und Prognostizierbarkeit der betreffenden Gesteinsbereiche
der geologischen Barriere sowie der geotechnischen Barrieren und die allgemeine
Datenlage,
die Qualität des Einschlusses unter Berücksichtigung der Ungewissheiten der Freisetzungsrechnungen
einschließlich der ihnen zugrunde liegenden Annahmen bzgl.
der zukünftigen Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems und
die Aussagesicherheit des Integritätsnachweises unter Berücksichtigung der Ungewissheiten
des Integritätsnachweises (z. B. Homogenität der geomechanischen
Materialeigenschaften, Einbeziehung der Modellungewissheiten).
Die Festlegung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs hinsichtlich Lage und Ausdehnung
erfolgte im Vorhaben VSG anhand einer Gesamtwürdigung der Ergebnisse
der Integritätsanalysen und der Konsequenzenanalyse.
Geologische Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs:
Im Sicherheits- und Nachweiskonzept wurde durch die Maßnahme „M2“ festgelegt,
dass die Einlagerungsbereiche des Endlagers im Hauptsalz der Staßfurt-Folge (z2HS)
angelegt werden. Das Hauptsalz im Kernbereich der Salzstruktur Gorleben zeichnet
sich durch ein großes zusammenhängendes Volumen in der Salzstruktur, einen hohen
Rekristallisationsgrad und die Abwesenheit von offenen Klüften, größeren Lösungsvorkommen
oder anderen Inhomogenitäten aus. Die Materialeigenschaften der Unterformationen
des Hauptsalzes, Knäuelsalz (z2HS1), Streifensalz (z2HS2) sowie Kristallbrockensalz
(z2HS3) sind dabei weitgehend identisch.
227

Das Hauptsalz zeichnet sich im Hinblick auf seine Einschlusseigenschaften durch einen
gut charakterisierbaren Homogenbereich, d. h. bezüglich seines Aufbaus und der
einschlussrelevanten Eigenschaften durch Homogenität, aus. Es verfügt über eine sehr
geringe Permeabilität, Porosität und Diffusivität, d. h. das Hauptsalz ist praktisch dicht.
Advektiver und diffusiver Transport können im ungestörten Hauptsalz praktisch nicht
stattfinden. Das Hauptsalz stellt somit aufgrund seiner Eigenschaften und seiner volumenmäßigen
Ausprägung die geologische Barriere im Umfeld des Einlagerungsbereichs
dar.
Das in der Szenarienentwicklung identifizierte Referenzszenarium und die Alternativszenarien
wurden hinsichtlich einer potenziellen Gefährdung der geologischen Barriere
Hauptsalz analysiert. Die zu betrachtenden Prozesse, die am Standort Gorleben
potenziell auf den einschlusswirksamen Gebirgsbereich einwirken können, wurden
während der Entwicklung des FEP-Katalogs identifiziert.
Die Integritätsrechnungen wiesen im Ergebnis einen Bereich, in dem die Integrität des
Salzstocks nachgewiesen werden kann, von mehr als 300 (Referenzszenarium) bzw.
250 m (Alternativszenarium) in vertikaler Richtung oberhalb des Einlagerungsbereichs
aus. Auch im unmittelbaren Umfeld der Einlagerungsfelder, d. h. im Sicherheitsabstand
vom Endlagerbergwerk zu den geologischen Strukturen außerhalb des Hauptsalzes
von 50 m, blieb – abzüglich der dilatanten Auflockerungszone von weniger als drei Metern
– die Integrität erhalten (vgl. Kap. 5.2.2.1). Hierbei ist festzustellen, dass mit der
Kompaktion des Salzgruses in den Grubenbauen die Auflockerungszone ebenfalls
kompaktiert und sich dabei zurückbildet.
Aus den Ergebnissen der Integritätsanalysen kann festgestellt werden, dass der einschlusswirksamen
Gebirgsbereich ausreichend bemessen ist, wenn er in der geologischen
Barriere mit einem allseitigen Abstand von 50 m um das Endlagerbergwerk ausgewiesen
ist.
Verschlussbauwerke:
Schon bei der Auslegung der Verschlussbauwerke wurden Lastfälle, die die Bandbreite
der möglichen zukünftigen Entwicklungen während ihrer geforderten Funktionsdauer
nach Möglichkeit abdecken sollen, zugrunde gelegt. Im Rahmen der Vorbemessung
und der vertieften Nachweisführung wurden für die behandelten mechanischen, thermischen,
hydraulischen und chemischen Einwirkungen die erforderlichen Einzelnach-
228

weise zur Integrität des Verschlusssystems geführt. Für die Verschlussbauwerke konnte
der Nachweis über Funktion und Funktionsdauer, d. h. ihre Integrität positiv geführt
werden (vgl. Kap. 5.2.2.2)
Einschluss der Radionuklide:
Aus den Integritätsanalysen zur geologischen Barriere ergaben sich keine weiteren im
Hinblick auf radiologische Freisetzung zu untersuchenden Entwicklungsmöglichkeiten
des Endlagersystems. Aufgrund der Dichtheit der geologischen Barriere gegen Fluidund
Radionuklidtransport sowie ihrer Integrität beschränkte sich die radiologische Konsequenzenanalyse
zur Freisetzung von Radionukliden auf Transportwege innerhalb
des versetzten und verschlossenen Bergwerks. Zur Bewertung von potenziellen Freisetzungen
von Radionukliden wurde der Aktivitätsstrom über die Streckenverschlüsse
in den Infrastrukturbereich gewählt.
Das Ergebnis der Analysen zur vereinfachten radiologischen Langzeitaussage nach
/MÖN 12/ für das Endlagerkonzept der Streckenlagerung ist, dass für die Referenzund
Alternativszenarien bei Betrachtung der Freisetzung von Radionukliden auf dem
Lösungspfad die vorgegebenen radiologischen Kriterien (RGI < 1) eingehalten wurden.
Für den gekoppelten Gas- und Lösungspfad (Zweiphasenfluss) führte die vereinfachte
radiologische Langzeitaussage ebenfalls zum Ziel, wenn für die endgelagerten Strukturteile
eine Optimierung hinsichtlich der Einlagerung in gasdichten Behältern unterstellt
wurde. Hiermit konnte der Einschluss der Radionuklide im beladenen und verschlossenen
Endlagerbergwerk im Sinne des Sicherheits- und Nachweiskonzepts
nachgewiesen werden.
Fazit:
Aufgrund der großräumigen Integrität der an das Endlagerbergwerk angrenzenden
Bereiche der geologischen Barriere, der Integrität der Verschlussbauwerke über ihre
Funktionsdauer sowie der Einschlusseigenschaften des kompaktierten Versatzes kann
für den Standort ein einschlusswirksamer Gebirgsbereich in Lage und Grenze ausgewiesen
werden:
Der im Vorhaben VSG für den Standort ausgewiesene einschlusswirksamen Gebirgsbereich
umfasst die geologische Barriere, mit einer Mächtigkeit des Hauptsalzes der
Staßfurtserie (z2HS) von 50 m Hauptsalz in alle Richtungen um die Einlagerungsberei-
229

che herum sowie die verfüllten und verschlossenen Einlagerungsbereiche selbst und
die Streckenverschlüsse (Abb. 5.33).
Abb. 5.33 Schematische Darstellung der Lage der Außenkante des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Fall der Einlagerungsvariante
AB1 (Streckenlagerung)
Gemäß den oben genannten Abwägungskriterien kann die getroffene Festlegung wie
folgt begründet werden:
Die Charakterisierbarkeit und Prognostizierbarkeit der betreffenden Gesteinsbereiche
der geologischen Barriere sowie der geotechnischen Barrieren und die allgemeine Datenlage
der erkundeten Bereiche waren für die Ziele des Vorhabens VSG ausreichend
gut. Für die nicht erkundeten Bereiche wurden im Vorhaben VSG die weiter oben ausgeführten
grundlegenden Annahmen getroffen. Auf dieser Grundlage konnte die Qualität
des Einschlusses unter Berücksichtigung der Freisetzungsrechnungen einschließlich
der ihnen zugrunde liegenden Annahmen bzgl. der zukünftigen
Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems als sehr gut eingestuft werden.
Die Aussagesicherheiten des Integritätsnachweises sowie der radiologischen Konsequenzenanalyse
werden unter Berücksichtigung der Ungewissheiten bei der Nachweis-
230

führung (z. B. Homogenität der geomechanischen Materialeigenschaften, Einbeziehung
der Modellungewissheiten) in Kapitel 5.3.4 bewertet.
5.2.6 Bewertung von Human-Intrusion-Szenarien
Zielsetzung:
Eine Sonderstellung bezüglich der Szenarienentwicklung nehmen mögliche Entwicklungen
durch zukünftige menschliche Aktivitäten am Standort ein. Im Hinblick auf die
zukünftige Entwicklung eines Endlagersystems sind dabei Szenarien menschlichen
Eindringens nach Verlust der Kenntnisse zur Existenz des Endlagers (Human Intrusion,
kurz: „HI“) zu berücksichtigen, die aufgrund der Beeinträchtigungen des Barrierensystems
das Potenzial haben, den Einschluss der radioaktiven Abfälle zu gefährden.
Aufgrund der unzureichenden Prognosemöglichkeit zur Motivation und Fähigkeit zukünftiger
Gesellschaften bezüglich des Eindringens in den tiefen Untergrund sowie zu
deren technisch-wissenschaftlichem Potenzial werden solche menschlichen Aktivitäten
separat von der Szenarienentwicklung behandelt.
Die Behandlung und Untersuchung von menschlichen Aktivitäten ist gemäß den Sicherheitsanforderungen
an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle
/BMU 10a/ auf die Optimierung des Endlagers auszurichten. Ausgegebene Ziele hierbei
sind die Reduzierung der Wahrscheinlichkeit menschlichen Eindringens und der
radiologischen Auswirkungen auf die allgemeine Bevölkerung. Resultierende Optimierungen
aus der Untersuchung dürfen jedoch weitere spezifizierte vorrangige (primäre)
Optimierungsziele wie z. B. den Strahlenschutz, die Langzeitsicherheit und die Betriebssicherheit
nicht gefährden.
Rahmenbedingungen/Vorgaben:
Mit der Erkenntnis, dass das menschliche Verhalten nicht prognostiziert werden kann,
sind die zu untersuchenden Szenarien unter bestimmten Rahmenbedingungen und
Vorgaben festzulegen. Um Verwechslungen mit anderen Szenarien aus der Szenarienentwicklung
zu vermeiden werden diese stilisierten Szenarien als HI-Szenarien bezeichnet.
Zu den Rahmenbedingungen und Vorgaben gehört, dass nur ein unbeabsichtigtes
menschliches Eindringen in das Endlagersystem zu berücksichtigen ist, wobei
heute übliche Aktivitäten und Praktiken nach Stand von Wissenschaft und Technik zu-
231

grunde zu legen sind. Ein unbeabsichtigtes menschliches Eindringen impliziert den
Verlust über die Kenntnis des Endlagers und das Wissen um das Gefahrenpotenzial
der eingelagerten Abfälle. Es ist jedoch nicht davon auszugehen, dass mit Verschluss
des Endlagers ein sofortiger Kenntnis- und Wissensverlust einhergeht. Daher wurde in
früheren Forschungsvorhaben unter Berücksichtigung erhaltener Dokumentationen aus
bestehenden Archiven abgeleitet, dass frühestens 500 Jahre nach Verschluss des
Endlagers unbeabsichtigte menschliche Aktivitäten am Standort zu unterstellen sind.
Darüber hinaus wurde für die VSG vereinbart, dass sich die Untersuchungen auf den
Ostflügel des Endlagers mit den wärmeentwickelnden Abfällen in Form bestrahlter
Brennelemente sowie verglaster Spaltproduktkonzentrate und hochverpresster Hülsen
und Strukturteile aus der Wiederaufarbeitung unter Einbeziehung der einlagerungstechnischen
Varianten B1 und C beschränken.
Methodik:
Unter Berücksichtigung der genannten Rahmenbedingungen und Vorgaben wurden
folgende in einer abgestimmten Vorgehensweise definierten Arbeitsschritte zur Behandlung
des unbeabsichtigten menschlichen Eindringens in ein Endlager für wärmeentwickelnde
radioaktive Abfälle im Rahmen des Vorhabens VSG abgearbeitet
/BEU 12a/:
In einem ersten Arbeitsschritt wurden heute übliche menschliche Aktivitäten in der
Standortregion identifiziert, die in Bezug auf die damit verbundene Technik bzw.
Handlungsabläufe und die geplanten Endlagerteufe das Potenzial für ein Eindringen
in das Endlager aufweisen. Im Ergebnis wurden drei Basisaktivitäten ausgemacht,
die sich auf die Erstellung einer Bohrung, das Anlegen einer Kaverne und
das Auffahren eines Bergwerks beziehen.
Für die Zielsetzung der Ableitung von Optimierungsmaßnahmen im Zusammenhang
mit zukünftigen menschlichen Aktivitäten ist es essenziell, die genannten Basisaktivitäten
in Bezug auf deren praktische Durchführung und Anwendung genau
und umfassend zu kennen. Hierzu wurden Informationen und Fakten zusammengetragen
und Gespräche mit entsprechenden Fachleuten zur Klärung offener Punkte
geführt.
Danach wurden für jede Basisaktivität Fallunterscheidungen, in Bezug auf unterschiedliche
Positionierungen von Bohrungen, Kavernen und Bergwerke zum End-
232

lager, betrachtet und hinsichtlich der möglichen Einwirkungen auf das Endlager
diskutiert.
Darüber hinaus wurde untersucht, inwieweit aufgrund der Handlungsabläufe der Basisaktivitäten
die Möglichkeit einer Wahrnehmung oder Detektion von vorliegenden
Auffälligkeiten bzw. Anomalien − verursacht durch das Endlager und die eingelagerten
radioaktiven Abfälle − besteht.
Ergebnisse:
Aus den Fallbetrachtungen, die sicherheitsrelevante Implikationen für das Endlager
nach sich ziehen können, und aus der fallbezogenen Diskussion einer möglichen
Wahrnehmung von endlager- und abfallinduzierten Auffälligkeiten wurden folgende HI-
Szenarien für die weitere Untersuchung festgelegt:
Es wird eine verrohrte Erkundungsbohrung durch die Salzstruktur Gorleben niedergebracht,
die innerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs liegt und nicht
zur Entdeckung des Endlagers führt. Für die Bohrung werden heute übliche Abmessungen
und Bohrtechnologien angesetzt.
Es wird nach vorheriger Standorterkundung und einleitender Erkundungsbohrung,
die später für den Solprozess mit entsprechenden Rohrtouren ausgebaut wird, eine
Kaverne im Salzstock Gorleben zum Zwecke der Speicherung (Erdöl, Erdgas,
Wasserstoff etc.) oder Salzgewinnung gesolt, die den einschlusswirksamen Gebirgsbereich
komplett durchteuft und damit auch Einlagerungsfelder erfasst. Weder
die Standorterkundung noch die Erkundungsbohrung führen zur Entdeckung des
Endlagers. Für die Kaverne werden heute übliche Abmessungen und Betriebszeiten
und -technologien angesetzt.
Es wird nach vorheriger umfassender Standorterkundung und mehreren Erkundungsbohrungen,
die teilweise später als Transport- und Bewetterungsschächte
ausgebaut werden, ein Bergwerk im Salzstock Gorleben zum Zwecke des Abbaus
von Salz errichtet, das den einschlusswirksamen Gebirgsbereich und die Einlagerungsfelder
erreicht. Die Standorterkundung und die Erkundungsbohrungen führen
nicht zur Entdeckung des Endlagers. Für das Bergwerk werden eine Abbaufolge
vom Hangenden ins Liegende sowie heute übliche Betriebszeiten
und -technologien angesetzt.
233

Diese definierten HI-Szenarien wurden dahingehend untersucht, ob durch entsprechende
Maßnahmen die Möglichkeiten eines Eindringens (bezüglich ihrer Eintrittswahrscheinlichkeiten)
reduziert werden können und/oder ob den radiologischen Auswirkungen
entgegengewirkt werden kann. Ausgangsgrundlage für diese Untersuchung
war eine Liste von denkbaren Optimierungsmöglichkeiten, die auf der Basis einer
Ideensammlung, ausgewählter Referenzen und entsprechender Erkenntnisse aus den
Gesprächen mit Fachleuten des Salzbergbaus zusammengestellt wurde. Im Ergebnis
wurden unter Einbeziehung der aufgestellten Szenarien mögliche Optimierungsmaßnahmen
identifiziert, die sich vornehmlich auf ein frühzeitiges Erkennen einer Anomalie
bzw. Auffälligkeit durch hinweisgebende bzw. als Indikator wirkende Maßnahmen und
auf eine mögliche Reduzierung der mit dem menschlichen Eindringen verbundenen
Konsequenzen durch konzeptionelle Maßnahmen abstützen. Beispiele für konzeptionelle
Maßnahmen beinhalten das Einbringen von Materialien zur Erhöhung des Bohrbzw.
Vortriebswiderstandes, das Versetzen der Strecken der Erkundungssohle mit
geeigneten Materialien (z. B. Sand, Kies und Schotter oder Granitblöcken), die im Falle
der Kaverne zu einem Druckverlust bzw. Druckimpuls führen sollen und die Separierung
der Abfälle durch weitere Verschlussbauwerke.
Die identifizierten möglichen Optimierungsmaßnahmen wurden abschließend hinsichtlich
ihrer Umsetzbarkeit und möglicher Konflikte zu den primären Optimierungszielen
Strahlenschutz und Sicherheit in der Betriebsphase, Langzeitsicherheit, Zuverlässigkeit
und Qualität des langfristigen Einschlusses der Abfälle, Sicherheitsmanagement sowie
technischer und finanzieller Realisierbarkeit /BMU 10a/ abgewogen. Weiterhin wurde
eine Einschätzung der Erfolgsaussichten bzw. des Nutzens der jeweiligen Optimierungsmaßnahme
vorgenommen. Darüber hinaus wurden die Möglichkeiten der quantitativen
Beurteilung von Szenarien vor und nach der Berücksichtigung von Optimierungsmaßnahmen
diskutiert.
Im Ergebnis der Abwägung und Diskussion möglicher Optimierungsmaßnahmen verblieben
nur zwei Maßnahmen, die sich unter den vorliegenden Rahmenbedingungen
für eine Umsetzung anbieten. Hierzu gehören
die Verwendung eines chemischen Indikatormaterials zur Farbänderung der Bohrspülung
bzw. der Versatzmaterialien (Salzgrus und Schotter) und
bei entsprechender Anpassung der konzeptionellen Planung hinsichtlich des Abstandes
zwischen Einlagerungssohle und Erkundungssohle das Einbringen von
setzungsarmen Materialien (z. B. Sand, Kies und Schotter) in die Erkundungssohle.
234

In beiden Fällen ist eine quantitative Beurteilung der Reduktion radiologischer Konsequenzen
nicht möglich, da die Maßnahmen lediglich einen hinweisgebenden Charakter
in Bezug auf menschliche Aktivitäten bzw. stattgefundenen Altbergbau am Standort
haben können. Ob und auf welche Weise zukünftige Generationen auf derartige Hinweise
auf bergbauliche Anomalien reagieren werden, ist ungewiss. Zur quantitativen
Beurteilung der Wirkung der Maßnahmen lassen sich somit keine klaren Randbedingungen
aufstellen. Der Erfolg der Maßnahme hängt von der Deutung der Auffälligkeit
und den daraus resultierenden Entscheidungen der in der Zukunft handelnden Personen
ab.
Fazit:
Insgesamt ist aus den Erfahrungen aus dem Vorhaben VSG festzustellen, dass die
Möglichkeiten zur Optimierung eines Endlagersystems gegen menschliches Eindringen
stark begrenzt sind. Darüber hinaus verbleiben signifikante Ungewissheiten, ob die
auslösende bzw. zugedachte Wirkung von vorgesehenen Maßnahmen im Falle eines
zukünftigen menschlichen Eindringens auch entsprechend wahrgenommen und interpretiert
wird sowie schlüssige Reaktionen auslöst.
Allerdings ist darauf hinzuweisen, dass die hier betrachteten einlagerungstechnischen
Varianten B1 und C konzeptinhärente Maßnahmen wie die Teufenlage des Endlagers,
Behälterwandstärken und Separierung der Abfälle in Einlagerungsfelder, Einlagerungsstrecken
bzw. verrohrten Einlagerungsbohrlöcher beinhalten, die die Möglichkeiten
eines menschlichen Eindringens bereits einschränken.
Zusätzlich ist festzuhalten, dass neben den abgeleiteten Optimierungsmaßnahmen und
den vorliegenden konzeptinhärenten Maßnahmen auch die im Abschnitt 10 der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ enthaltenen Vorgaben zum Informationserhalt und zur
institutionellen Überwachung zum Schutz des tieferen Untergrundes vor menschlichen
Eingriffen im Bereich eines Endlagers als wirkungsvolle Maßnahmen erachtet werden.
Die Festlegung entsprechender Rahmenbedingungen zur Implementierung dieser
Maßnahmen ist eine regulatorische Aufgabe.
235

5.3 Umgang mit Ungewissheiten im Vorhaben VSG
Wie in Kapitel 4.3 ausgeführt, musste im Vorhaben VSG mit den bestehenden Ungewissheiten
aus der Standorterkundung und den im Laufe des Vorhabens identifizierten
Ungewissheiten in geeigneter Weise umgegangen werden. Die geforderten
Schritte − Identifizieren, Beurteilen und Quantifizieren sowie Reduzieren und Vermeiden
− wurden im Vorhaben VSG, soweit wie möglich, umgesetzt.
Die Ungewissheiten wurden während der Bearbeitung des Vorhabens identifiziert
und im Hinblick auf die Sicherheitsanalyse eingeteilt in
Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen Entwicklung des Endlagersystems,
Daten- und Parameterungewissheiten und
Modellungewissheiten.
Im Vorhaben VSG konnten die identifizierten Ungewissheiten insbesondere aus
zeitlichen Gründen nicht durch ein begleitendes F&E-Programm weiter reduziert
oder beseitigt werden. Daher erfolgte der Umgang mit ihnen in der Sicherheitsanalyse
durch plausible, fachlich begründete Annahmen. Diese wurden mittels Expertenurteil
abgeleitet und müssen in einem späteren Standorterkundungsprogramm
bzw. F&E-Programm so weit wie möglich Bestätigung finden oder weiter untermauert
werden.
5.3.1 Ungewissheiten der Grundlagen der Sicherheitsanalyse
Standorterkundung:
Das Vorhaben VSG gründet sich auf die vorliegenden umfangreichen geowissenschaftlichen
Befunde. Im Hinblick auf die Charakterisierung des Standortes liegt eine
bedeutende Quelle von Ungewissheiten im Vorhaben aufgrund der nicht abgeschlossenen
Erkundung des gesamten Standortes vor. Während die obertägige Erkundung
abgeschlossen ist, beschränkte sich die untertägige Erkundung bislang auf einen kleinen
Teilbereich des Salzkörpers, so dass nur eingeschränkte Kenntnisse hinsichtlich
der lateralen Struktur des Salzstockes, zu Daten und ihren Bandbreiten sowie zu möglichen
zukünftigen Entwicklungen des Endlagerstandortes bestehen.
236

Zur Durchführung der VSG wurden daher folgende wesentliche grundlegende Annahmen
getroffen /MÖN 12/:
Die laterale Ausbildung des Salzstockes Gorleben entspricht dem geologischen
Riss nach /BOR 04/ und die Übertragbarkeit dieses Schnittes auf den Teufenbereich
der Einlagerungssohle ist gegeben.
Die Übertragbarkeit der für die Salzgesteine im Erkundungsbereich EB1 und im
Infrastrukturbereich ermittelten Gesteinseigenschaften auf die Salzgesteine im gesamten
einschlusswirksamen Gebirgsbereich und den ggf. außerhalb liegenden
Teilen der Einlagerungssohle ist gegeben.
Das Hauptsalz der Staßfurt-Folge weist eine ausreichende Mächtigkeit für die Aufnahme
der Einlagerungsbereiche für alle im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte
auf. Dabei ist der festgelegte Sicherheitsabstand zu den Gesteinsschichten,
die potenziell lösungsführend sind oder Wegsamkeiten für Lösungen bilden
können, zu berücksichtigen.
Diese aus dem noch nicht vollständigen Kenntnisstand zum Internaufbau der Salzstruktur
Gorleben im Bereich der Einlagerungssohle resultierenden Ungewissheiten
konnten im Vorhaben VSG nur dadurch behandelt werden, dass die oben angeführten
grundlegenden Annahmen Prämissen darstellen, die der Gesamtwürdigung
der Ergebnisse des Vorhabens VSG in Kapitel 6 zugrunde gelegt werden.
Dies bedeutet, dass die Ergebnisse im Vorhaben VSG unter dem Vorbehalt stehen,
dass zukünftige Erkundungsarbeiten die oben genannten grundlegenden Annahmen
bestätigen.
Abfallcharakterisierung:
Aufgrund des Ausstiegs aus der Kernenergie /ATG 11/, den der Bundestag als Konsequenz
aus den Ereignissen in Fukushima beschlossen hat, sowie auf Basis der regulativen
Vorgaben zur Kernenergienutzung war es möglich, die für die Endlagerung zu
berücksichtigenden bestrahlten Brennelemente (direkte Endlagerung) mit einer für die
Endlagerplanung ausreichenden Sicherheit zu bestimmen.
Vergleichbare Randbedingungen trafen auch auf die radioaktiven Abfälle aus der Wiederaufarbeitung
bestrahlter Brennelemente zu. Der weitere Zugang zu den Wiederaufarbeitungsanlagen
in Großbritannien und Frankreich wurde mit der Einstellung der
Transporte von bestrahlten Brennelementen ins Ausland Mitte 2005 beendet. Hier-
237

durch war es möglich, die aus der Wiederaufarbeitung resultierenden radioaktiven Abfälle
in Art, Menge und Qualität mit einer für die Endlagerplanung ausreichenden Sicherheit
zu bestimmen.
Die endzulagernden radioaktiven Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren lassen
sich ebenfalls gut quantifizieren, wobei über die Betriebszeiten der Forschungsreaktoren
noch keine abschließenden Aussagen möglich sind. Die Abfallmengen und das
entsprechende Radionuklidinventar aus diesem Bereich sind im Vergleich zu den Leistungsreaktoren
allerdings eher gering.
Grundsätzlich kann nicht ausgeschlossen werden, dass es zukünftig radioaktive Abfälle
mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung geben wird, deren Endlagerung zusätzlich
zu den wärmeentwickelnden Abfällen vorgesehen ist. Für die Ableitung der Menge
und Qualität der Abfälle können zurzeit nur grobe Annahmen getroffen werden. Die
abgeleiteten Daten mussten für die Zwecke des Vorhabens VSG lediglich plausibel
sein, um die grundsätzliche Auswirkung der Einlagerung solcher Abfälle zu beurteilen.
Für die Belastbarkeit der Sicherheitsaussagen ist entscheidend, dass alle Abfallarten in
einer realistischen Menge und mit repräsentativen Stoffzusammensetzungen berücksichtigt
wurden. Für die wärmeentwickelnden Abfälle wurde dies dadurch erreicht, dass
die den Sicherheitsanalysen zugrunde liegenden Abfallspezifikationen und Mengengerüste
von den endzulagernden Abfällen ein umfassendes und realitätsnahes Bild wiedergeben.
Auch stellt der Detaillierungsgrad der Angaben eine solide Grundlage für die
durchzuführenden Sicherheitsanalysen im Vorhaben VSG dar. Für die vernachlässigbar
wärmeentwickelnden Abfälle sollte die Machbarkeit der gemeinsamen Endlagerung
mit den wärmeentwickelnden Abfällen untersucht werden, wobei Art, Menge und die
radiologischen und stofflichen Eigenschaften der Abfälle zum großen Teil auf Abschätzungen
beruhen und somit mit großen Ungewissheiten behaftet sind. Die Analyse der
Machbarkeit zielte allerdings lediglich darauf ab zu eruieren, ob sich in den sicherheitsanalytischen
Arbeiten unüberwindbare Probleme der gemeinsamen Endlagerung beider
Abfallströme ergeben. Insofern werden die oben beschriebenen Ungewissheiten im
Sinne der Aufgabenstellung einer prototypischen vorläufigen Sicherheitsanalyse als
vertretbar angesehen.
Die Ungewissheit im Hinblick auf die Menge der Abfälle sowie zur detaillierten Historie
der einzelnen Abfälle, z. B. Abbrand eines einzelnen Brennelements, lässt eine dezidierte
Charakterisierung der stofflichen und radiologischen Eigenschaften der einzel-
238

nen Abfälle nicht zu (vgl. Kap. 5.1.1.2). Mit der Einführung von Modellbrennelementen
konnte jedoch die Aufgabe der Charakterisierung für den Abfallstrom der Brennelemente
aus Leistungsreaktoren gelöst werden. Die Randbedingungen für die Genese
der jeweiligen einzelnen Modellabfälle wurden realitätsbezogen festgelegt. Für die Sicherheitsanalysen
wurde somit ein Abfallmengengerüst mit Abfallspezifikationen abgeleitet,
das umfassend und abdeckend ist im Hinblick auf die Sicherheitsanalyse des
Endlagersystems.
Einlagerungs- und Verschlusskonzept:
Das Einlagerungs- und Verschlusskonzept basiert auf den Erkenntnissen der bisherigen
Standorterkundung sowie den oben genannten grundlegenden Annahmen. Die
Planung für das Einlagerungs- und Verschlusskonzept hat Konzeptstatus erreicht. Es
liegen für die meisten Komponenten des Konzepts, ihre Baubarkeit und die Erfüllung
der an sie gestellten Anforderungen, nur eingeschränkte praktische Erfahrungen oder
Nachweise vor. Daher mussten weitere Annahmen hinsichtlich ihrer Machbarkeit und
Qualität getroffen werden. Dies gilt beispielsweise für die auslegungstechnischen Anforderungen
an die Einlagerungsbehälter, wie etwa ihre Dichtigkeit, ihre Standsicherheit
gegen die geomechanische Belastung oder ihre Bergbarkeit über einen Zeitraum
von 500 Jahre. Eine qualifizierte Behälterauslegung konnte im Vorhaben VSG nicht
durchgeführt werden. Für die Streckenverschlüsse und Schachtverschlüsse wurden
zwar Planungen und Auslegungen erarbeitet die zeigen, dass die gestellten Anforderungen
erfüllbar sind, jedoch entspricht ihr Tiefgang nicht dem der Genehmigungsreife.
Auch dies konnte im Vorhaben VSG als einer prototypischen Sicherheitsanalyse nicht
erreicht werden.
Es kann jedoch festgestellt werden, dass im Vorhaben VSG keine Erkenntnisse gewonnen
wurden, die bereits heute gegen die technische Umsetzung des Einlagerungsund
Verschlusskonzepts in der geforderten Qualität sprechen. Die oben getroffenen
Aussagen gelten, soweit sie das Verschlusskonzept betreffen für die schnellwirkenden
geotechnischen Verschlussbauwerke. Bezüglich der Ungewissheiten zur Kompaktionsgeschwindigkeit
des Salzgrusversatzes als langfristige geotechnische Barriere und
seinen hydraulischen Eigenschaften im fortgeschrittenen Kompaktionsstadium wird auf
die Ausführungen in Kapitel 5.3.5 verwiesen.
239

5.3.2 Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen Entwicklungen
FEP-Katalog:
Wie in Kapitel 5.2.1.1 ausgeführt, wurden im FEP-Katalog systematisch und umfassend
die für die im Vorhaben VSG durchgeführten Systemanalysen relevanten Merkmale,
Ereignisse und Prozesse des Endlagersystems dargelegt. Dabei wurden für jedes
FEP der Kenntnisstand und die identifizierten Ungewissheiten dokumentiert.
Darüber hinaus war ein Ziel des Vorhabens, den noch notwendigen Untersuchungsund
Erkundungsbedarf festzustellen. Hierzu wurden − sofern sich dies bei der Bearbeitung
des FEP-Kataloges ergeben hat − für jedes FEP Aspekte angegeben, die im Detail
noch besser untersucht werden sollten. Es wurden auch Fragestellungen genannt,
die keinen F&E-Bedarf im eigentlichen Sinne darstellen, aber zu deren Beantwortung
noch konkrete Arbeiten durchgeführt werden müssen.
Eine inhärente Ungewissheit im FEP-Katalog stellen unerkannte Merkmale dar, die
sich einer objektiven Bewertung entziehen. Die Vorgehensweise in der Szenarienentwicklung
ermöglicht aber, auf diesen Aspekt im Rahmen von Alternativszenarien einzugehen
/BEU 12b/.
Bei der Erstellung des FEP-Katalogs ist die Identifikation der FEP mit ihren Abhängigkeiten
voneinander und ihren gegenseitigen Beeinflussungen sowie die Einordnung der
FEP und ihre Ausprägungen in Wahrscheinlichkeitsklassen im Einzelnen mit Ungewissheiten
behaftet. Diese sind stark geprägt durch die Notwendigkeit, subjektive Entscheidungen
vornehmen zu müssen, wenn der Kenntnisstand für eine objektive Entscheidung
nicht ausreicht.
Im Vorhaben VSG sind zur Reduzierung der Ungewissheiten aufgrund von subjektiven
Entscheidungen eine Reihe von Maßnahmen ergriffen worden, wie etwa die Nutzung
vorlaufender Forschungsarbeiten und die Einbindung einer großen Anzahl von Wissenschaftlern
unterschiedlicher Fachdisziplinen. Aufbauend auf den Entwicklungen im
F+E-Vorhaben ISIBEL /ISI 08/ wurde die Entwicklung eines FEP-Katalogs im Vorhaben
VSG fortgeführt. Im Vorhaben ISIBEL wurde unter Einbeziehung des universellen
FEP-Katalogs der OECD-NEA /NEA 00/ erstmals ein FEP-Katalog für die Endlagerung
bestrahlter Brennelemente und anderer wärmeentwickelnder hochradioaktiver Abfälle
in einem Salzstock am Beispiel eines generischen Standortes in der norddeutschen
240

Tiefebene unter Nutzung der Daten des Standortes Gorleben erstellt. Dieser FEP-
Katalog wurde bereits im Vorhaben einem externen Review unterzogen /RÖH 09/ und
im Anschluss daran überarbeitet /ISI 10/. Die Zielsetzung bei der Erarbeitung des FEP-
Katalogs durch die beteiligten Institutionen war, einen Ausgangspunkt für die Erstellung
eines FEP-Katalogs im Rahmen eines zukünftigen Safety Cases zu schaffen. Im Rahmen
des Vorhabens VSG wurden die Liste der FEP sowie die Struktur und Inhalte der
112 FEP des im Vorhaben ISIBEL erstmals entwickelten FEP-Katalogs /ISI 10/ systematisch
hinterfragt und aufgrund der fortgeschrittenen Kenntnisse und der Anforderung
an das Vorhaben VSG entsprechend überarbeitet und ergänzt.
Zur Absicherung der vielen durch die FEP angesprochenen Fachdisziplinen sowie zur
Reduzierung der Subjektivität von Einzelmeinungen, wurde der Arbeitskreis zur Erstellung
eines VSG-FEP-Katalogs interdisziplinär und interinstitutionell besetzt. An der
Erstellung des FEP-Kataloges waren 19 Wissenschaftler aus fünf Institutionen beteiligt,
die sich seit Jahrzehnten mit Fragen der Endlagerung beschäftigen.
Der Umgang mit Ungewissheiten zu einzelnen FEP innerhalb der Systemanalyse wird
in den folgenden Kapiteln behandelt.
Trotz der systematischen interdisziplinären Bearbeitung des FEP-Katalogs verbleibt
eine Ungewissheit im Hinblick auf die Vollständigkeit bei der Identifikation der relevanten
FEP. Sowohl aus der Nutzung des VSG-FEP-Katalogs im Vorhaben als auch aus
einem internen Review hat sich gezeigt, dass der FEP-Katalog bei der Anwendung in
zukünftigen Sicherheitsanalysen weiter entwickelt werden sollte.
Fazit:
Zusammenfassend wird festgestellt, dass der für das Vorhaben VSG entwickelte FEP-
Katalog /WOL 12b/ spezifisch für den Standort Gorleben und die im Vorhaben VSG
erarbeiteten Endlagerkonzepte ist. Da er als spezifischer FEP-Katalog für die Endlagerung
ausgedienter Brennelemente und anderer wärmeentwickelnder hochradioaktiver
Abfälle in einem Salzstock erstellt wurde, ist sowohl das methodische Vorgehen als
auch die Identifikation und die Behandlung von FEP auf andere Salzstöcke übertragbar.
Mit der gewählten Vorgehensweise zur Erstellung des VSG-FEP-Katalogs wurde
sichergestellt, dass als Grundlage für die nachfolgenden numerischen Systemanalysen
ein grundlegendes Dokument erstellt wurde, welches systematisch und umfassend den
heutigen Stand der Kenntnisse und der Ungewissheiten der das Endlagersystem cha-
241

akterisierenden relevanten Merkmale, Ereignisse und Prozesse erfasst. Die Beschreibungen
der FEP im Katalog stellen somit den Stand von Wissenschaft und Technik
dar.
Szenarienentwicklung:
Voraussetzung für die Durchführung der Systemanalysen sind Vorstellungen zur zukünftigen
Entwicklung des Endlagersystems. Diese werden beeinflusst durch
die geologischen und klimatischen Entwicklungsmöglichkeiten am Standort,
durch die von der Auslegung und Konzeption des Endlagers abhängigen Wirkungen
dieser Entwicklungsmöglichkeiten sowie
durch die eingelagerten Abfälle auf das Endlagersystem.
In der Realität wird der Standort mitsamt seinem Endlager zukünftig genau eine Entwicklung
durchlaufen. Trotz der umfangreichen Kenntnisse der verschiedenen Einflussfaktoren
kann diese tatsächliche Entwicklung des Endlagersystems für den Nachweiszeitraum
nicht belastbar in allen Einzelaspekten und Details prognostiziert werden. So
sind Zeitpunkte und Ausprägungen bestimmter zukünftiger Ereignisse am Standort
Gorleben nicht eindeutig bestimmbar. Die daraus resultierende Ungewissheit bezüglich
der tatsächlichen Entwicklung des Endlagersystems kann durch weitere Erkundungsund
Forschungsarbeiten zwar reduziert, jedoch nie in Gänze überwunden werden.
Um die Ungewissheit bezüglich der künftigen Entwicklung des Endlagersystems in
einem für die Bewertung der Sicherheit des Endlagersystems im Rahmen der VSG
ausreichendem Maß zu überwinden, wurden für die Endlagersysteme am Standort
Gorleben (Standortgegebenheiten und Endlagerkonzept) die Szenarien identifiziert, die
für eine zuverlässige Beurteilung der Sicherheit nach dessen Stilllegung relevant sind.
Es wurden für jede Einlagerungsvariante jeweils ein Referenzszenarium und insgesamt
17 Alternativszenarien identifiziert, die sich wiederum aufgrund der sie bestimmenden
FEP in Wahrscheinlichkeitsklassen einordnen ließen.
242

Für das Referenzszenarium mussten − neben den grundlegenden Annahmen aus der
Standorterkundung − aufgrund fehlender Befunde weitere spezifische Annahmen getroffen
werden. Diese sind im Folgenden aufgeführt:
Die für die Standortentwicklung zugrunde zu legende Klimaentwicklung entspricht
einem 100.000-Jahre-Zyklus mit einem regelmäßigen Wechsel von Kalt- und
Warmzeiten. Die Abfolge der Kaltzeiten vom Typ Weichsel, Elster und Saale entspricht
dem vorgegebenen Klimabild. Bei dem ersten Auftreten des Kaltzeittyps
Elster ist die Entstehung einer glazialen Rinne zu unterstellen, die dem Verlauf der
bereits auf dem Standort vorliegenden Gorlebener Rinne folgt.
Die Schacht- und Streckenverschlüsse werden auslegungsgerecht errichtet.
Es liegen keine fehlinterpretierten Erkundungsergebnisse oder unerkannten geologischen
Merkmale vor, die zu einer Verringerung des vorgesehenen Sicherheitsabstandes
(Planung 50 m) von den Grubenbauen der Einlagerungsbereiche zu
Gesteinsschichten mit möglichen größeren Lösungsvorkommen sowie zu potenziellen
Fließwegen für Lösungen führen.
Die Erkundungssohle wird derart durch Rückbaumaßnahmen gesichert, verfüllt und
mit Verschlüssen abgedichtet, dass keine Wechselwirkungen mit der Einlagerungssohle
zu besorgen sind.
Zu allen vier oben genannten spezifischen Annahmen wurden entsprechende Abweichungen
untersucht, die in Alternativszenarien mündeten /BEU 12b/.
Fazit:
Wesentliche Grundlagen zur Identifikation von für die Sicherheitsbewertung relevanten
Szenarien waren die geowissenschaftliche Langzeitprognose und vor allem der FEP-
Katalog mit den in ihnen ausgewiesenen Kenntnissen und Ungewissheiten. Die Szenarienentwicklung
wurde auf Basis einer systematischen Analyse der relevanten Einflussfaktoren
(FEP) unter Berücksichtigung ihrer Ungewissheiten und Annahmen durchgeführt
/BEU 12b/. Insofern werden durch die Szenarienentwicklung die Ungewissheiten
über die eine reale zukünftige Entwicklung des Endlagersystems systematisch und
umfassend identifiziert und durch die für die Systemanalyse relevanten Szenarien behandelt.
243

5.3.3 Umgang mit nicht prognostizierbaren Entwicklungen
Bei der Erarbeitung des FEP-Katalogs sowie der Szenarienentwicklung wurden potenzielle
Entwicklungen aufgedeckt, die praktisch nicht zu prognostizieren sind. Im Vorhaben
VSG betraf dies insbesondere die auf den Endlagerstandort einwirkenden exogenen
Lastfälle, die sich aus klimatischen Entwicklungen ableiten. Hierzu wurden
plausible Annahmen getroffen, wie etwa die in /BEU 12b/ dargestellten spezifischen
Annahmen zur Klimaentwicklung und der Bildung von glazialen Rinnenstrukturen. Eine
weitere Annahme stellt die Mächtigkeit eines Inlandeisgletschers, der während einer
Kaltzeit den Standort überfährt, dar. Diese sind in die Sicherheitsanalyse eingeflossen.
Für den Zeitraum nach einer Kaltzeit mit Eisüberfahrung ist die hydrogeologische Situation
nicht zu prognostizieren, da durch die dabei ablaufenden Prozesse die Topologie
am Standort und das Deck- und Nebengebirge im hohen Maße verändert werden können.
Im Vorhaben VSG wurden daher sicherheitskonzeptionell für das Deckgebirge
keine Sicherheitsfunktionen hinsichtlich einer belastbar quantifizierbaren Reduktion von
Radionulidkonzentrationen (z. B. infolge Verdünnung im Grundwasserstrom oberflächennaher
Aquifere) vorgesehen; vielmehr wurde die in /BMU 10a/ vorgeschlagene
vereinfachte radiologische Langzeitaussage, die sich hinsichtlich der Bewertung einer
Radionuklidfreisetzung allein auf die Umrandungen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
beschränkt, zur Sicherheitsbewertung herangezogen.
5.3.4 Umgang mit Modellungewissheiten
Ungewissheiten bei der modellhaften Beschreibung der Standortgegebenheiten:
Die modellhafte Beschreibung des Standortes unterliegt den oben beschriebenen
Ungewissheiten, die aus der nicht abgeschlossenen Standorterkundung resultieren.
Um die Integritätsanalysen und radiologische Konsequenzenanalyse durchführen zu
können, wurden daher im Vorhaben VSG die im Kapitel 5.3.1 zur Standorterkundung
beschriebenen wesentlichen grundlegenden Annahmen getroffen.
Insbesondere für die Integritätsanalysen wurden von den verschiedenen
Arbeitsgruppen, bestehend aus den Institutionen BGR, IfG und GRS für die jeweilig
eingesetzten Rechencodes Standortmodelle auf Basis dieser Annahmen entwickelt, so
244

dass die erzielten Ergebnisse über eine gemeinsame Grundlage verfügten und somit
deren Vergleichbarkeit gegeben war.
Ungewissheiten zu den Endlagermodellen:
Der Planung der Endlagerkonzepte /BOL 11/ und /BOL 12/ liegen die gleichen
Ungewissheiten bezüglich der Standorterkundung zugrunde. Daher sind die
Ungewissheiten und die in Kapitel 5.3.1 ausgeführten grundlegenden und spezifischen
Annahmen bei der Erstellung der Endlagermodells inhärent. Wie im Rahmen der
Systemanalyse mit Modellungewissheiten umgegangen wurde, wird im Folgenden
dargelegt.
Umgang mit Modellungewissheiten bei den Integritätsanalysen:
Der Nachweis der Integrität der geologischen Barriere (Kap. 5.2.2.1) erforderte Berechnungsmodelle,
die eine Abstraktion der realen Standortgegebenheiten mit dem in
den Modellen integrierten Endlagerbergwerk darstellen. Gründe hierfür sind – selbst
nach sorgfältigster Erkundung − die begrenzten Kenntnisse der Standortgegebenheiten,
und die hiermit verbundenen Ungewissheiten. Wie in Kapitel 5.3.1 ausgeführt,
müssen im Vorhaben VSG aufgrund des begrenzten Standes der Erkundung der Salzstruktur
grundlegenden Annahmen getroffen werden, um trotz dieser grundlegenden
Ungewissheiten eine vorläufige Sicherheitsanalyse durchführen zu können. Auf der
Grundlage dieser Annahmen wurde für die Berechnungsmodelle das durch den Erkundungsbereich
EB1 verlaufende geologische Profil des Querschlags 1 West gewählt,
dessen detaillierte Geologie die Basis der geometrischen Diskretisierung der thermomechanischen
Berechnungsmodelle ist. Die den Berechnungsmodellen zugrundeliegenden
Ungewissheiten können nur im Zuge einer weiterführenden Standorterkundung
weiter reduziert werden.
Wie in Kapitel 5.2.2.1 ausgeführt, konnten die Zielsetzungen der Integritätsanalysen
nicht mit einem einzigen Berechnungsmodell allein erreicht werden. Daher brachten
drei unterschiedliche Arbeitsgruppen ihre unterschiedlichen Modellkonzepte (Berechnungsprogramme
und Stoffgesetze) zur Anwendung, die auf unterschiedlichen räumlichen
Skalen für die verschiedenen Zielsetzungen unterschiedliche Herangehensweisen
und Modellgeometrien realisierten. Da allen Modellkonzepten die gleichen
grundlegenden Annahmen zugrunde lagen, konnten die erzielten Ergebnisse miteinan-
245

der verglichen und so auf Plausibilität überprüft und Modellungewissheiten identifiziert
und reduziert werden.
Die geologische Struktur des Salzstocks Gorleben einschließlich des Neben- und
Deckgebirges ist verhältnismäßig komplex. Aus diesem Grund und auch wegen der
aufgrund der Einhaltung des Sicherheitsabstandes an das Hauptsalz der Staßfurtfolge
(z2HS) anschließenden geologischen Formationen (vgl. Kap. 5.2.5) bedingten geometrisch
heterogen ausgebildeten Einlagerungsfelder sind für die räumliche Diskretisierung
eigentlich dreidimensionale Berechnungsmodelle unerlässlich. Da aber 3D-
Modelle in ihrer Berechnung immer noch schnell an die Leistungsgrenzen moderner
Hochleistungsrechner stoßen, konnte im Rahmen der Modellbildung aufgrund der Vielzahl
der durchzuführenden Rechnungen auf die 2D-Modellierung nicht vollständig verzichtet
werden. Darüber hinaus liegen derzeit keine hinreichend belastbare Erkundungsdaten
in der Längserstreckung des Salzstockes vor.
Für die detaillierte Erfassung des Nahfeldes der Einlagerung einschließlich der Strecken
und Einlagerungsbehälter kamen nur 2D-Modelle in Betracht. Für die Untersuchung
der thermo-mechanischen Auswirkungen auf den gesamten Salzstock wurden
bevorzugt 3D-Modelle herangezogen. Dabei wurde auf eine räumliche Diskretisierung
sämtlicher Hohlräume des Einlagerungsbergwerks vollständig verzichtet. Durch den
erheblich gröberen Diskretisierungsgrad der 3D-Modelle im Einlagerungsbereich wurden
die Behälter nicht mehr diskret berücksichtigt, so dass deren Wärmefreisetzung als
über den Einlagerungsbereich homogenisiert angenommen wurde.
Im Rahmen ihrer Zusammenarbeit wurde von IfG und BGR ein skalenübergreifender
Ansatz gewählt, mit dem die Integrität der geologischen Barriere durch detaillierte 2D-
Nahfeldmodellierungen bis hin zu großräumigen 3D-Modellierungen untersucht werden
konnte. Zudem konnte die Konsistenz des Systemverhaltens unter Verwendung unterschiedlicher
Stoffmodelle überprüft und der Einfluss von Schichtflächeneffekten beurteilt
werden. In den 2D-Nahfeldstudien wurden hierfür sowohl die Einlagerungsgeometrie
nachgebildet, als auch die Einlagerungsbehälter und deren Wärmeentwicklung
sowie die Versatzkompaktion explizit modelliert.
Mit diesem Ansatz wurden die Modellungewissheiten, soweit sie nachweistechnisch
bedingt waren, minimiert.
246

Der Integritätsnachweis der geotechnischen Barrieren (Kap. 5.2.2.2) weist insofern
eine Modellungewissheit auf, dass für die Schächte eine modellmäßige Auslegung
vorgenommen wurde, die den geologischen sowie sonstigen Gegebenheiten am
Schacht Gorleben 1 gerecht wird. In Bezug auf die lokationsspezifischen Randbedingungen
wurde Schacht Gorleben 1 als repräsentativ angenommen. Für den Schacht
Gorleben 2 wurde im Rahmen des Vorhabens VSG angenommen, dass ein bzgl. seiner
Funktionserfüllung vergleichbares Schachtverschlusssystem wie im Schacht Gorleben
1 erstellt werden kann.
Umgang mit Modellungewissheiten bei der Konsequenzenanalyse:
Die Integritätsanalysen wiesen die Integrität der geologische Barriere in der Umgebung
des Endlagerbergwerks aus, d. h. ihre Barriereneigenschaften bleiben erhalten. Ein
Fluidtransport in das Barrierengestein musste daher nicht betrachtet werden. Hieraus
folgte für die Modelle zur radiologischen Konsequenzenanalyse, dass die geologische
Barriere nicht explizit zu modellieren war. Sie konnte vielmehr als fluiddichte
Randbedingung in die Modellbildung eingehen. Die Modelle beschränkten sich daher
auf die Abbildung des verfüllten und verschlossenen Endlagerbergwerks.
Das Endlagermodell für das Programm TOUGH2 zur Analyse des Zeiphasenflusses im
Endlagerbergwerk konnte aus programmtechnischen Gründen nur durch orthogonale
Gitternetze simuliert werden, so dass das Grubengebäude mit einigen Vereinfachungen
abgebildet werden musste. Wegen der Orthogonalität des Modellgitters entsprechen
nicht alle Streckenlängen denen der untersuchten Einlagerungsvariante AB1. Bei
der Gittererstellung wurde darauf geachtet, dass die Volumina denjenigen des Endlagerkonzeptes
entsprechen. Weiterhin konnte der zeitliche Prozess der sukzessiven
Einlagerung der radioaktiven Abfälle im Rückbau nicht modelliert werden. Die
Berechnung der Konsequenzen mittels TOUGH2 startet somit mit einem instantan
verschlossenen Endlager ohne Berücksichtigung der Betriebsphase. Diese
Vorgehensweise ist im Hinblick auf die Gasbildung, den Druckaufbau und den
Transport des Gases mit den gasförmigen Radionukliden als konservativ
einzuschätzen.
Mit dem Einphasencode MARNIE konnte das Endlagerbergwerk als 1D-Netzwerkstruktur
ohne vereinfachende Abstrahierungen bzgl. des Grubenbauplans abgebildet
werden. Auch wurde mit MARNIE der zeitliche Verlauf des Einlagerungsprozesses,
des Versetzens und Verschließens des Endlagers simuliert.
247

Fazit:
Das Endlagerbergwerk wurde durch MARNIE als 1D-Netzwerkstruktur aufgebaut und
erlaubte die Modellierung des Endlagerkonzepts in der Variante AB1 ohne vereinfachende
Abstrahierungen bzgl. des Grubenbauplans unter Berücksichtigung des Einlagerungsregimes.
Das Endlagermodell für die 2-Phasenrechnungen mittels TOUGH 2 musste den Bedingungen
der Codestruktur angepasst werden, d. h. der Modellaufbau erfordert orthogonale
Gitternetze, so dass das Grubengebäude mit einigen Vereinfachungen abgebildet
werden musste. Die Anpassung erfolgte derart, dass im Hinblick auf die Nachweisziele
konservative Ergebnisse erzielt wurden.
Mit dem skalenübergreifenden Ansatz in der Modellanwendung bei den Integritätsanalysen
der geologischen Barriere wurden die Ungewissheiten, soweit sie nachweistechnisch
bedingt waren, minimiert. Ungewissheiten, resultierend aus der nicht abgeschlossenen
Standorterkundung, wurden durch die in Kapitel 5.3.1 genannten
grundlegenden Annahmen überbrückt.
5.3.5 Ungewissheiten bei der modellhaften Beschreibung von im
Endlagersystem ablaufenden Prozessen
Im FEP-Katalog wird für jeden Prozess ausgewiesen, welche Ungewissheiten er aufweist.
Diesen Prozess-Ungewissheiten wurden bei der Modellierung entweder durch
Abschätzungen oder durch im Hinblick auf potenzielle Radionuklidfreisetzung konservative
Annahmen begegnet. In der Sicherheitsanalyse sind die im Hinblick auf die Sicherheitsbewertung
des Endlagersystems relevanten Prozesse und deren Ungewissheiten
wie folgt behandelt worden:
Bei den Auswirkungen von Kaltzeiten auf das Aufstiegsverhalten des Salzstocks
wurde der maximal anzusetzende Aufstieg des Salzstockes abgeschätzt und in
seiner Konsequenz bewertet
Die gleiche Vorgehensweise wurde für die Berücksichtigung der Rinnenbildung
gewählt. Zur Erfassung dieses Prozesses der Rinnengenese wurde eine Abschätzung
möglicher Erosionstiefen und Tiefenwirkung der Eisauflast, bzw. Mächtigkeitsminderung
des Deckgebirges abgeschätzt und die Auswirkungen untersucht.
248

Ungewissheiten bestehen vor allem hinsichtlich des Prozesses der Kompaktion
von Salzgrus. Es wurden im Vorhaben VSG empirische oder auf Experteneinschätzungen
beruhende Stoffmodelle zum Kompaktionsverhalten von Salzgrus bis
zu kleinen Porositäten verwendet. Bis zu welchen Endporositäten der Versatz
kompaktierbar ist und welche hydraulische Eigenschaftsentwicklungen (Permeabilitäten
für Lösung und Gas) mit kleiner werdenden Porositäten anzunehmen sind, ist
derzeit nicht hinreichend genau belegbar. Um diese Ungewissheiten zu überwinden,
wurden im Vorhaben VSG Parametervariationen bzgl. der Kompaktionsgeschwindigkeit,
der Endporositäten sowie der Permeabilitätsentwicklung durchgeführt.
Die Parametervariationen erfolgten für angefeuchteten und trockenen
Salzgrusversatz in Folge der Wechselwirkung zwischen Gebirge und Versatz in
Abhängigkeit von den sich einstellenden Temperaturen. Da auch der Einfluss von
Fluiddrücken im Porenraum des Versatzes auf das Kompaktionsverhalten bislang
nicht näher untersucht ist, wurde in den Modellrechnungen die Wirkung der Drücke
im Porenraum in Analogie zur Wirkung des Fluiddrucks bei Steinsalzkonvergenz
modelliert, d. h. mit zunehmendem Fluiddruck reduziert sich die Kompaktionsrate.
Inwieweit bei kleinen Porositäten in Porenräumen des Versatzes vorhandene
Lösungsmengen mobil sind und somit zu einer potenziellen Radionuklidfreisetzung
beitragen können, oder ob sie immobil sind, z. B. eingeschlossen bzw. an
Korngrenzen gebunden, ist derzeit nicht ausreichend bekannt bzw. belegbar. Im
Hinblick auf den Radionuklidtransport wurde in den Analysen auch bei geringen Porositäten
als konservativer Ansatz ein advektiver Transport unterstellt. Ein diffusiver
Transport der Radionuklide wird in jedem Fall berücksichtigt.
Diese aus dem noch nicht vollständigen Kenntnisstand zum langfristigen Kompaktionsverhalten
von Salzgrusversatz resultierenden Ungewissheiten konnten im Vorhaben
VSG nur dadurch behandelt werden, dass die oben angeführten grundlegenden Annahmen
Prämissen darstellen, die der Gesamtwürdigung der im Vorhaben VSG erzielten
Ergebnisse in Kapitel 6 zugrunde gelegt werden. Dies bedeutet, dass zur Absicherung
der Ergebnisse des Vorhabens VSG weitere Forschungsvorhaben zu den
Eigenschaften von Salzgrusversatz bezüglich Kompaktion erforderlich sind.
Verschlussbauwerke weisen eine Reihe von Ungewissheiten bei der modellhaften
Beschreibung von Prozessen auf, wie beispielsweise bzgl. der langzeitigen Stabilität
der Materialeigenschaften und deren Entwicklung bei Durchströmung von Lösung.
Diese wurden bei der Auslegung durch entsprechende Planungsänderungen
zu Funktionselementen berücksichtigt und brauchten daher in den Modellrechnun-
249

gen nicht weiter berücksichtigt werden. Als Begründung für diese Vorgehensweise
konnte festgestellt werden, dass das Verschlusssystem einen hinreichenden Widerstand
gegen einen korrosionsinduzierten durchgängigen Lösungspfad aufweist.
Die auftretende Korrosion wird durch die vorgesehene Opferschicht beherrscht sowie
durch das Bischoffitdepot im Vorfeld vermieden. Alterationsprozesse im Bentonit
verlaufen unter den thermischen und geochemischen Bedingungen im
Schacht Gorleben 1 sehr langsam und sind deshalb vernachlässigbar /XIE 12/. Abdeckend
wurde in den Sicherheitsanalysen im Rahmen von verschiedenen Alternativszenarien
ein Versagen der Verschlussbauwerke deterministisch unterstellt.
Die Ungewissheiten über die Entwicklung des geochemischen Milieus über lange
Zeiträume, Kopplung mit Transportprozessen bei Temperaturen über 25 °C (hohe
Temperaturen im Einlagerungsbereich für wärmeentwickelnde Abfälle) sowie Mobilisierung
von Radionukliden aus den Abfällen unter Temperatureinfluss bei Anwesenheit
sehr geringer Lösungsmengen wurden durch sehr konservative Annahmen
abgedeckt. Bei Anwesenheit von Lösung wurde unabhängig von der Lösungsmenge
die Auflösung der Abfälle modelliert. Transportverzögernde Prozesse wie Sorption
z. B. an Behälterwandungen oder Korrosionsprodukten wurden nicht berücksichtigt.
Die Verheilung der Auflockerungszone (ALZ) z. B. im Bereich der
Verschlussbauwerke ist wissenschaftlich noch nicht in Gänze verstanden.
Insbesondere die komplexe Wechselwirkung zwischen Konvergenz,
Dammkörper, Kontaktzone und ALZ sowie unter zusätzlicher Einwirkung eines
Porendrucks birgt eine Reihe von Ungewissheiten. In den Modellen wurde vom
Verheilen der Auflockerungszone kein Kredit genommen. Stattdessen wurde
unter Berücksichtigung einer dauerhaft verbleibenden Durchlässigkeit der
Auflockerungszone eine integrale Mindestpermeabilität in Ansatz gebracht.
Auf die geologische Barriere eines Endlagers wirken von außen hydraulische
Belastungen durch das Grundwasser und von innen durch Gasdrücke.
Gleichzeitig stehen aufgrund ihrer geologischen Vorgeschichte die
Schichtflächen und Diskontinuitäten in Salzstöcken steil und reichen bis an das
wasserführende Deckgebirge. Im Ergebnis der für die VSG durchgeführten
Analysen wird deutlich, dass vorrangig das Minimalspannungskriterium für den
großräumigen Nachweis der Barrierenintegrität von Bedeutung ist, wobei
Schichtflächen mögliche Schwachstellen in der geologischen Barriere
darstellen. Die durchgeführten Berechnungen zur Integrität der geologischen
250

Barriere basieren fast ausschließlich auf thermo-mechanischen Berechnungen
ohne hydraulische Kopplung. Dabei wird der stattfindende Prozess einer
druckgetriebenen Infiltration von Fluiden möglicherweise unterschätzt. Zur
Bewertung der Auswirkungen einer druckgetriebenen Fluidinfiltration im
Salzgebirge fehlen weitergehende experimentelle Ergebnisse zur Ermittlung
der Reichweite eines Fluidtransports und des potenziellen
Speichervermögens, die im Rahmen von Labor- und Felduntersuchungen
gewonnen werden müssen, sowie qualifizierte numerische Rechentools, die
neben Zweiphasenfluss auch Fluidtransport entlang von Diskontinuitäten sowie
hydro-mechanische Kopplung beschreiben können.
Der Prozess der Korrosion der Abfallbehälter weist eine Reihe von Ungewissheiten
auf wie etwa Korrosionseffekte bei geringen Lösungsmengen oder bei hohen
Temperaturen oder unter Anwesenheit von Wasserdampf. Eine weitere Ungewissheit
stellt die mit den Abfällen eingebrachte Feuchtemenge dar. Angesichts der
großen Behältermassen stellt die Feuchtemenge das für die Gasbildung limitierende
Element dar. Im Hinblick auf die Gasbildung wurden für die zur Korrosion verfügbaren
Feuchtemengen konservative Annahmen getroffen, d. h. die gesamte mit
den Behältern eingebrachte Feuchte sowie die im Porenraum des den Behälter
umgebenden Versatzes, wurde als korrosionswirksam in Ansatz gebracht. Die weiteren
Ungewissheiten sind in den Analysen durch Variation des Parameters Korrosionsrate
aufgefangen worden. Insofern konnte im Hinblick auf Gasbildung und
Radionuklidtransport in der Gasphase die konservative Korrosionsrate identifiziert
werden. Ungewissheiten zur Zersetzung und Gasbildung aus Organika im salinaren
Milieu wurden durch die Variation der Korrosionsrate und damit der Gasbildungsrate
beim Korrosionsprozess abdeckend behandelt.
Die Beschreibung des Mehrphasen-Mehrkomponentenflusses in kompaktierendem
Salzgrus insbesondere bei kleinen Porositäten ist mit wesentlichen Ungewissheiten
behaftet. Die Zweiphasenflussparameter (Sättigungsabhängigkeit der Permeabilitäten
und Kapillardrücke) zum Salzgrusversatz für die hydraulische
Entwicklung und den Stofftransport im Endlager sowie die Henry-Konstanten zur
Beschreibung der Löslichkeit von Gasen in der Lösung waren weitestgehend unbekannt.
Daher wurden die Parameter im Hinblick auf eine maximale Radionuklidfreisetzung
in der Gasphase konservativ gewählt, d. h. die Henry-Konstante wurde
derart gewählt, dass der Radionuklidanteil in der Gasphase überschätzt wurde. Kritisch
anzumerken ist jedoch, dass die Zweiphasenflussparameter weitestgehend
251

unbekannt sind und deren Ermittlung in zukünftigen F&E-Arbeiten dringend zu
empfehlen ist. Für das Vorhaben VSG wurden daher Expertenschätzungen für die
Parameter vorgenommen.
Die Beschreibung und Modellierung eines Quellterms von Radionukliden aus den
eingelagerten Abfällen aufgrund von Lösung in kompaktiertem Salzgrus ist mit großen
Ungewissheiten behaftet. Derzeit ist völlig unbekannt, wie in einem System
von Abfallbehältern umgeben von kompaktiertem Salzgrus, der sehr geringe Mengen
an Lösung aufweist, die Entwicklung der Behälter, die Auflösung des Abfalls,
die Freisetzung von Radionukliden aus dem Abfall beschrieben werden kann. In
der Modellierung wurde konservativ bei Anwesenheit von Lösung, und sei die Menge
noch so gering, die Freisetzung der Abfälle in die Lösung unterstellt. Dies führt
rechnerisch zu einer Freisetzung von Radionukliden aus dem Abfall, der unrealistisch
groß ist.
Die Beschreibung und Modellierung eines Quellterms von gasförmigen Radionukliden
aus den eingelagerten Abfallbehältern weist ebenfalls große Ungewissheiten
auf. Insbesondere ist unklar, wie aus einem POLLUX ® -Behälter, dessen Undichtheit
nach 500 Jahren in den Modellrechnungen unterstellt wird, gasförmige
Radionuklide in den Porenraum des Salzgrusversatzes gelangen können. Im Vorhaben
VSG wurde der Quellterm für gasförmige Radionuklide derart modelliert,
dass zum Zeitpunkt des unterstellten Defektwerdens eines Behälters dessen Gasinhalt
instantan in den Porenraum des Versatzes gelangt und transportiert wird.
Mechanismen, wie der Behälter versagt und gasförmige Radionuklide im defekten
Behälter zurückgehalten werden, wurden bislang nicht untersucht. Im Vorhaben
VSG wurde daher der extrem konservative Ansatz der instantanen Freisetzung in
den Porenraum gewählt.
Behandlung der Ungewissheiten bei der Analyse gasförmig freigesetzter Radionuklide:
Es hat sich gezeigt, dass für die Behandlung der Freisetzung von Radionukliden
über dem sog. „Gaspfad“ eine Vielzahl von Ungewissheiten vorliegen, die
für die Bewertung der berechneten Ergebnisse relevant sind. Diese Ungewissheiten
führen u. a. einerseits zu einer Überschätzung des aus dem Endlager strömenden
Gases und andererseits zu einer erhöhten Freisetzung des 14 C aus den Behältern.
Dadurch errechnet sich insgesamt ein stark erhöhter 14 C-Austrag aus dem
Endlager. Dies ist im Sinne der Konservativität beabsichtigt und bei der Würdigung
der Ergebnisse zu berücksichtigen.
252

Eine weitere modelltechnische Ungewissheit liegt vor allem in der Annahme der instantanen
Beladung und dem Verschluss, d. h. im nicht berücksichtigten zeitlichen Ablauf
der Belade- und Verschlussvorgänge im Endlagersystem, begründet. Die in /LAR 13/
präsentierten Ergebnisse zur radiologischen Konsequenzenanalyse wie auch die Integritätsanalysen
in /KOC 12/ zeigen, dass die Kompaktion des Salzgrusversatzes ein
wesentlicher Antrieb für den Gastransport ist. Hierzu ist es zwingend erforderlich, in
zukünftigen Analysen deshalb die sukzessive Einlagerung modelltechnisch umzusetzen,
so dass die schon in der Betriebsphase einsetzende Kompaktion des Salzgrusversatzes
in den Rechnungen betrachtet wird. Die Nicht-Berücksichtigung dieses Effekts
durch den instantanen Beginn der Gasbildungs- und Kompaktionsprozesse
unmittelbar nach Endlagerverschluss führt zu einer massiven Erhöhung des berechneten
Gastransports aus dem Endlager in der Nachbetriebsphase.
Der zweite wesentliche Antrieb für den Gastransport ist die Korrosion der Behälter. Die
Korrosionsrate wurde in den Rechnungen über 5 Größenordnungen variiert. Dies spiegelt
die Ungewissheit über die tatsächlichen Korrosionsvorgänge bei sehr geringem
Lösungsangebot in Abfallnähe wieder. Nahezu alle initial verfügbaren Lösungen in den
Einlagerungsfeldern wurde für die Korrosion als zur Verfügung stehend angenommen.
Die Auswirkungen der Gasbildung durch Korrosion der Behälter im Zusammenhang mit
der Kompaktion des Salzgrusversatzes sind komplex und verursachen jeweils unterschiedliche
Strömungs- und Druckverhältnisse im Endlager. Die auf Basis dieser
komplexen Vorgänge induzierten Transportvorgänge von volatilen Radionukliden berechneten
Aktivitätsströme über die Streckenverschlüsse führen zu berechneten RGI-
Werten, die unabhängig von der Korrosionsrate meist unterhalb von 1 bleiben. Dies
kann als Indikator für die Robustheit des Endlagersystems angesehen werden. Gleichzeitig
erschwert die Ungewissheit, die durch die modelltechnischen Vereinfachungen
hervorgerufen werden, letztlich auch eine zielgerichtete Optimierung, da nicht klar ist,
ob eine Optimierung mit den vorliegenden Ergebnissen begründet werden kann oder
worin Optimierungsziele bestehen könnten.
Die Ungewissheit über die volatile Freisetzung des 14 C und 129 I aus den Behältern
spiegelt sich in der dargestellten VSG-Modellvorstellung der Annahme einer instantanen
und vollständigen Freisetzung des IRF-Anteils trotz des geringen Lösungsangebots
wieder. Diese Annahme ist gleichbedeutend mit dem sofortigen „Verschwinden“
der Behälter ohne Berücksichtigung einer durch die Korrosion bestimmten Freisetzungsrate.
Weiterhin wird außer Acht gelassen, dass nach wenigen Jahren der Gasinnendruck
der Behälter (durch die dort stattfindende Korrosion) kleiner ist als der Au-
253

ßendruck (hervorgerufen durch die Salzgruskompaktion). Bei der Annahme der vollständigen
Umsetzung der im POLLUX ® -10-Behälter verfügbaren Menge Wasser (60 g
H 2 O entsprechen ca. 3,37 mol H 2 O), entsteht nur wenig CO 2 (maximal 1,69 mol, dies
entspricht einer Volumenzunahme von ca. 44 l bei 38 °C), welches den Innendruck im
Behälter nur gering erhöht, so dass möglicherweise nach Verlust der Behälterintegrität
zunächst Gas in die Behälter strömen würde.
Auch ohne Berücksichtigung dieses Effektes wird das 14 C nicht instantan und vollständig
in Form von CO 2 freigesetzt angenommen, sondern vielmehr durch ein entsprechendes
„Leck“ am Behälter über einen Zeitraum langsam freigesetzt. Dabei ist die zur
Entstehung eines Lecks erforderliche Lösungsmenge (Restfeuchtigkeit in den Behältern
und Feuchtegehalt im Salzgrusversatz) im Grunde genommen bereits verbraucht.
Es wurde aber aufgrund der Ungewissheit der detaillierten Prozessabläufe wiederum
angenommen, dass das entstandene CO 2 -Gas den vollständigen volatilen IRF-Anteil
an 14 C enthält und transportiert werden kann (auch in der danach eigentlich nicht mehr
vorhandenen flüssigen Phase).
Letztlich beruht die Menge der IRF, vor allem der volatile Anteil, bei allen Abfallarten,
auf Modellvorstellungen und Abschätzungen und ist insbesondere für die Abfälle im
Westflügel nicht bekannt. Für zukünftige Analysen ist erforderlich, dass diese Prozesse
durch noch zu leistende Forschungs- und Entwicklungsarbeit detaillierter analysiert und
ggf. in Rechenmodelle umgesetzt werden.
Vor dem Hintergrund dieser zahlreichen Ungewissheiten ist die Bewertung des Systems
anhand eines einheitlichen Indexes (des summierten RGI sowohl von Flüssigund
Gasphase) letztlich stark vereinfachend und spiegelt nicht die mögliche Freisetzung
von 14 C über die Streckenverschlüsse wieder.
Vor dem Hintergrund dieser zahlreichen Ungewissheiten ist die Bewertung des Systems
anhand eines einheitlichen Indexes (des summierten RGI sowohl von Flüssigund
Gasphase) letztlich stark vereinfachend und spiegelt nicht die mögliche Freisetzung
von 14 C über die Streckenverschlüsse wieder. Gemäß dem Sicherheits- und
Nachweiskonzept wurde für die vereinfachte radiologische Langzeitaussage die potenzielle
Freisetzung von volatilen Radionukliden für alle wahrscheinlichen und weniger
wahrscheinlichen Szenarien am Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs betrachtet.
Die Analysen waren so angelegt, dass die errechneten Freisetzungen der
volatilen Radionuklide in der Tendenz überschätzt wurden.
254

Es wird in diesen Analysen deutlich, dass der vollständige Einschluss der Radionuklide
(Null-Emission) innerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs für den reinen
Lösungspfad ausgewiesen wird. Für den Gaspfad konnte ein vollständiger Einschluss
der Radionuklide innerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs aufgrund der
aufgeführten Ungewissheiten nicht zweifelsfrei gezeigt werden.
Auch vor dem Hintergrund der extremen Konservativität der Rechnungen wird in weitaus
den meisten Rechenfällen der sog. sichere Einschluss der Radionuklide über den
Gaspfad gezeigt. In den Fällen, in denen dies nicht gezeigt wird, führen ein Abbau von
Konservativitäten oder eine einfache Optimierung des Endlagerkonzepts dazu, dass
der sichere Einschluss gewährleistet ist.
5.3.6 Umgang mit Daten- und Parameterungewissheiten
In den Sicherheitsanalysen zur Integrität und zur vereinfachten radiologischen Langzeitaussage
wurden die Ungewissheiten der den Analysen zugrundeliegenden Daten
und Parameter systematisch untersucht und ausgewiesen. In der FEP-Analyse wurden
für jedes FEP der Kenntnisstand und die identifizierten Ungewissheiten dokumentiert.
Insbesondere wurden die Ungewissheiten über das Vorliegen eines jeden FEP sowie
über seine Intensität (Ausprägung) beschrieben und den Wahrscheinlichkeitsklassen
„wahrscheinlich“, „weniger wahrscheinlich“ und „nicht zu betrachten“ zugeordnet.
In den Integritätsanalysen und in der radiologischen Konsequenzenanalyse sind die im
FEP-Katalog ausgewiesenen Daten- und Parameterungewissheiten systematisch berücksichtigt
worden. Für die Daten und Parameter, die im FEP-Katalog nicht ausgewiesen
waren, wurden Befunde ausgewertet und mit Datum und Bandbreite für die Analysen
aufbereitet.
Im Rahmen der Konsequenzenanalyse sind umfangreiche deterministische Unsicherheitsanalysen
durchgeführt worden. In diesen deterministischen Analysen wurden alle
transportrelevanten Parameter variiert und kombiniert, um ihren Einfluss auf den Lösungstransport
und den lösungsgetragenen Stofftransport zu ermitteln. Die den Lösungstransport
und den Radionuklidtransport bestimmenden wesentlichen Parameter
und Daten wurden in Bandbreiten variiert, die den wahrscheinlichen und weniger wahrscheinlichen
Ausprägungen entsprachen. Die Analyseergebnisse wiesen allesamt
rechnerische Freisetzungen von Radionukliden aus, die praktisch Null bedeuteten. Es
255

wurden keine Parameterkombinationen erkannt, die ein grundlegend anderes Verhalten
erkennen ließen. Dies kann damit begründet werden, dass die den Lösungszutritt
verhindernden Schachtverschlüsse und Streckenverschlüsse über den Zeitraum, der
zum Volllaufen des Infrastrukturbereichs mit Lösung benötigt wird, voneinander entkoppelte
Systeme darstellen. In dieser Zeit hat der Versatz aufgrund seiner Kompaktion
eine ausreichende Dichtwirkung erreicht, so dass er die Dichtfunktion der Verschlüsse
übernehmen kann. Ein gleichzeitiges Versagen der Verschlusssysteme muss
nicht unterstellt werden. Jedes Verschlussbauwerk (Schachtverschluss, Streckenverschluss)
ist so bemessen, dass ein Lösungszutritt in die Einlagerungsbereiche während
der Volllaufzeit des Infrastrukturbereichs nicht zu besorgen ist und die rechnerische
Freisetzung von Radionukliden hieraus praktisch Null ist. Dabei wurden in den
deterministischen Unsicherheitsanalysen die die Verschlussbauwerke charakterisierenden
Parameter in ihren Bandbreiten variiert. Aus den Analyseergebnissen konnte
aufgrund der entkoppelten Systeme Schacht- und Streckenverschlüsse gefolgert werden,
dass weitere probabilistische Unsicherheitsanalysen in der Bandreite der vorgenommenen
Parametervariationen für das Endlagermodell keine weiteren Erkenntnisse
liefern würden. Die 2-Phasenrechnungen zeigten für den Radionuklidtransport in der
Lösung das gleiche Ergebnis. Zur Analyse des Transports volatiler Radionuklide bedarf
es weiterer intensiver F&E-Arbeiten zur Absicherung der Beschreibung der Transportanalysen
sowie zur Erhebung der zu ihrer Beschreibung erforderlichen Parameter.
Daher wurde auf probabilistische Transportanalysen verzichtet und der Einfluss von
Ungewissheiten durch deterministische Parametervariationen verdeutlicht.
256

6 Zusammenfassung der Ergebnisse
6.1 Grundlegende Annahmen
Im Ergebnis der Ausführungen in den Kapiteln 5.3.1 und 5.3.5 zum Umgang mit Ungewissheiten
wurden einige Aspekte identifiziert, die zu wesentlichen Ungewissheiten
hinsichtlich der Umsetzung des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes führten. Sie wurden
deshalb als grundlegende Annahmen im Vorhaben VSG behandelt. Die grundlegenden
Annahmen werden in diesem Kapitel der zusammenfassenden Ergebniswürdigung
als Prämissen vorangestellt, um wiederholte einschränkende Hinweise auf die
grundlegenden Annahmen zu vermeiden.
Ein Großteil der im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse und die nachfolgenden
Ausführungen stehen unter dem Vorbehalt, dass die Ergebnisse zukünftiger Erkundungs-
bzw. Forschungsarbeiten bestätigen, dass die nachfolgend aufgelisteten
grundlegenden Annahmen zutreffen.
Die ersten drei grundlegenden Annahmen, die auch im Sicherheits- und Nachweiskonzept
des Vorhabens VSG /MÖN 12/ aufgeführt sind, resultieren aus der Tatsache, dass
der Standort Gorleben derzeit erst teilerkundet ist. Sie betreffen die Übertragbarkeit der
bislang erzielten Erkundungsergebnisse auf die gesamten Salzbereiche, die für die
Realisierbarkeit der im Vorhaben VSG konzipierten Endlagerkonzepte im Salzstock
Gorleben erforderlich sind:
1) Die laterale Ausbildung des Salzstockes Gorleben entspricht dem geologischen
Horizontalschnitt /BGR 03/. Die Übertragbarkeit dieses Schnittes auf den Teufenbereich
der Einlagerungssohle ist gegeben.
2) Die Übertragbarkeit der für das Hauptsalz der Staßfurtfolge (z2HS) im Erkundungsbereich
EB1 ermittelten Gesteinseigenschaften auf den gesamten einschlusswirksamen
Gebirgsbereich ist gegeben.
3) Das Hauptsalz der Staßfurt-Folge weist eine ausreichende laterale Verbreitung
und Mächtigkeit für die Realisierung der Einlagerungsbereiche für alle im Vorhaben
VSG entwickelten Endlagerkonzepte auf. Dabei ist der festgelegte Sicherheitsabstand
zu den Gesteinsschichten, die potenziell lösungsführend sind oder
Wegsamkeiten für Lösungen bilden können, zu berücksichtigen.
257

4) Es bestehen derzeit noch erhebliche Ungewissheiten zur Dynamik des Kompaktionsverhaltens
von Salzgrusversatz unter realen Gebirgsdruckbedingungen in Abhängigkeit
von Temperatur und Feuchtegehalt sowie zu den hydraulischen Eigenschaften,
die Salzgrusversatz bei kleinen Porositäten (vgl. Kap. 5.1.4.6 und 5.3.5)
aufweist. Als weitere grundlegende Annahme wird zusätzlich zu den oben aufgeführten
grundlegenden Annahmen des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes davon
ausgegangen, dass trockener Salzgrusversatz spätestens nach wenigen
1.000 Jahren einen Kompaktionsgrad mit Porositäten von 1 ± 1 % erreicht hat. Bei
Porositäten ≤ 1 % bestehen keine zusammenhängenden Porenräume mehr und
es findet keine druckgetriebene Lösungsbewegung mehr statt. Im Fall geringfügig
angefeuchteten und/oder der Wärmeentwicklung der Abfälle ausgesetzten Salzgrusversatzes
wird davon ausgegangen, dass dieser Zustand in Zeiträumen deutlich
unterhalb von 1.000 Jahren eintritt.
6.2 Umsetzung der Sicherheitsanforderungen des BMU im Vorhaben VSG
Das Sicherheits- und Nachweiskonzept des Vorhabens VSG wurde so angelegt, dass
alle sicherheitstechnischen Vorgaben der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, soweit
diese gemäß den Zielvorgaben im Vorhaben VSG die Langzeitsicherheit betreffen,
aufgegriffen wurden. 37 Die entsprechenden Vorgaben der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ wurden dabei standortspezifisch durch abgeleitete Maßnahmen sowie
Nachweisforderungen für die konkreten Verhältnisse am Standort Gorleben spezifiziert
(vgl. Kap. 4). Aus dieser Vorgehensweise folgt, dass die langzeitsicherheitsrelevanten
Vorgaben der Sicherheitsanforderungen des BMU dann erfüllt sind, wenn die entsprechenden
Maßnahmen und Nachweise erfolgreich umgesetzt bzw. geführt werden
konnten. Für das Vorhaben VSG sind dabei vor allem Anforderungen relevant, die in
den Abschnitten 4 (Sicherheitsprinzipien), 5 (Optimierung), 6 (Schutz vor Schäden
durch ionisierende Strahlen), 7 (Sicherheitsnachweise) und 8 (Endlagerauslegung)
niedergelegt sind.
Zur Demonstration, welche Vorgaben aus den Sicherheitsanforderungen des BMU
/BMU 10a/ in welcher Weise im Vorhaben VSG umgesetzt wurden, erfolgt in diesem
Kapitel eine Zusammenfassung der wesentlichen im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse
entlang der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/. Dabei wurden die Sicherheits-
37 Die Vorgaben zur Betriebssicherheit wurden auch berücksichtigt, z. B. bezüglich der Rückholbarkeit der
Abfallgebinde, aber nicht vertieft behandelt.
258

anforderungen des BMU in den folgenden Themenfeldern zusammengefasst, an denen
sich die Diskussion der entsprechenden Vorgaben orientiert:
Anforderungen an die Endlagerauslegung (Kap. 6.2.1),
Anforderungen an die Nachweisführung (Kap. 6.2.2),
Anforderungen an die Qualität, Dauerhaftigkeit und Robustheit des Einschlussvermögens
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs (Kap. 6.2.3).
Die in /BMU 10a/ geforderte Optimierung ist zu unterteilen in Optimierungsmaßnahmen,
die sich aus den Arbeiten der VSG ableiten lassen, sowie der Optimierung des
Endlagersystems im Endlagerentwicklungsprozess. Während Optimierungsmaßnahmen
in der VSG identifiziert und umgesetzt wurden, stellt die VSG selbst einen Schritt
im iterativen Prozess der Standortbewertung dar.
6.2.1 Anforderungen an die Endlagerauslegung
Die Vorgaben der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, die auf die technische Ausgestaltung
von Endlagerkonzepten abzielen, sind in Tab. 6.1 aufgelistet.
Tab. 6.1 Anforderungen an die Endlagerauslegung, nach /BMU 10a/
Abschnitt
/BMU 10a/ 1)
Anforderung
Anmerkung
1)
S 5.1 Optimierungsanforderungen Festlegungen bezüglich der
technischen Auslegung des
Endlagers
S 5.2
S 8.2
S 8.3
S 8.5
S 8.6
S 8.7
Optimierung bzgl. Human Intrusion
Minimierung der Durchörterung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs, gebirgsschonendes
Auffahren
Tiefenlage des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs,
Abstand zu Störungen
Gliederung in Einlagerungsbereiche, zügige Beladung,
Verfüllung und Verschluss
Rückholbarkeit/Bergbarkeit von Behältern
Multibarrierensystem
S: Sicherheitsanforderung
259

Die in Tab. 6.1 genannten Forderungen wurden im Vorhaben VSG folgendermaßen
umgesetzt:
Festlegung der technischen Auslegung des Endlagers gem. Abschnitt 5.1 /BMU 10a/
Eine Grundlage für die im Zusammenhang mit den Anforderungen an die technische
Auslegung des Endlagers geforderte Festlegung der Lage und Abmessung
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs (vgl. Kap. 5.2.5) waren neben der Verbreitung
des Hauptsalzes z2HS die entwickelten Endlagerkonzepte. Wesentlich für
die geometrische Konturführung der Endlagerkonzepte, die ausführlich in /BOL 11
und BOL 12/ sowie zusammenfassend in Kapitel 5.1.2 beschrieben sind, waren
neben dem Platzbedarf für die Einlagerung der radioaktiven Abfälle die Einhaltung
des Sicherheitsabstandes zu den das Hauptsalz z2HS begrenzenden Salzschichten
(vorbemessener einschlusswirksamen Gebirgsbereich) sowie die Ergebnisse
der thermischen Auslegungsrechnungen (vgl. Kap. 5.1.2.3). Die Erfahrungen im
Vorhaben VSG haben gezeigt, dass die Festlegung der Lage und der Umgrenzungen
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Rahmen einer Langzeitsicherheitsanalyse
ein iterativer Prozess ist und die endgültige Ausweisung erst auf Basis
der Ergebnisse der Integritätsanalysen und der radiologischen Konsequenzenanalyse
erfolgen kann. Nur auf diese Weise kann sichergestellt werden, dass die entsprechenden
Anforderungen an das dauerhafte und sichere Einschlussvermögen
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs auch nachweislich gegeben sind. Eine
entsprechende Empfehlung, diesen Aspekt in den Sicherheitsanforderungen des
BMU aufzunehmen, ist in Kapitel 7.1.2 enthalten.
Die im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte enthalten Planungen zur
Positionierung und technischen Ausführung der Schächte und der Infrastruktureinrichtungen
(s. /BOL 11/ und /BOL 12/ sowie Kap. 5.1.2). Entsprechendes gilt für die
Lage und die technische Ausführung der Verschlussbauwerke. (s. /BOL 11/ und
/BOL 12/ sowie /MÜL 12a/ und /MÜL 12b/ sowie Kap. 5.1.4). Konzeptionelle Planungen
zu Einlagerungs-, Stilllegungs- und Verschlussmaßnahmen werden ebenfalls
in /BOL 11/ und /BOL 12/ beschrieben.
Durchführung von Optimierungsmaßnahmen gem. Abschnitt 5.1 /BMU 10a/
Hintergrund der Vorgaben in Kapitel 5 der Sicherheitsanforderungen des BMU ist, dass
aufgrund des Jahrzehnte langen Betriebszeitraums eines Endlagers dem Fortschritt
des Standes von Wissenschaft und Technik durch eine schrittweise Optimierung eines
260

Endlagers Rechnung zu tragen ist. Grundsätzlich waren die Optimierungsforderungen
aufgrund der kurzen Laufzeit von 32 Monaten im Vorhaben VSG nicht in dem in
/BMU 10a/ geforderten Umfang umsetzbar. Dennoch wurde, soweit dies im Rahmen
der Bearbeitungszeit möglich war, eine Optimierung der entwickelten Endlagerkonzepte
zu verschiedenen Aspekten vorgenommen. Diese betrafen neben betriebssicherheitlich
und strahlenschutztechnisch bedingten Modifikationen der Wetterführung und der
technischen Auslegung der Einlagerungsmaschine sowie einem rückholungsoptimierten
Layout der Kokillen für die Bohrlochlagerung (s. a. Kap. 5.1.2.2) folgende Aspekte
der Langzeitsicherheit:
Thermische Optimierung der Endlagerkonzepte (s. Kap. 5.1.2.3),
Minimierung des Flächenbedarfs des Westflügels (s. Kap. 5.1.2.3),
Optimierung des Schachtverschlusskonzeptes im Hinblick auf Lösungskorrosion
und mechanische Einwirkungen durch Erdbeben (s. Kap. 5.1.4.4),
Modifizierung der Lage der Einlagerungsstrecke für die Brennelement-Strukturteile
(vgl. Empfehlung in Kapitel 7.2.1).
Ableitung von Optimierungsmaßnahmen gegen unbeabsichtigtes menschliches Eindringen
(Human Intrusion) gem. Abschnitt 5.2 /BMU 10a/
In /BEU 12a/ wurden mögliche Arten unbeabsichtigten menschlichen Eindringens in die
konzipierten Endlagersysteme und eine Reihe hieraus abgeleiteter Gegenmaßnahmen
vorgestellt. Diese wurden abgeleitet aus den menschlichen Aktivitäten, die am Standort
oder vergleichbaren Standorten in der Vergangenheit aufgetreten sind. Nach Abwägung
gegen die in Abschnitt 5.2 /BMU 10a/ genannten primären Optimierungsziele
(Strahlenschutz und Sicherheit in der Betriebsphase, Langzeitsicherheit, Zuverlässigkeit
und Qualität des langfristigen Einschlusses der Abfälle, Sicherheitsmanagement
sowie technische und finanzielle Realisierbarkeit) verblieben lediglich zwei erfolgversprechende
Optimierungsmaßnahmen. Diese zielen auf ein frühzeitiges Erkennen einer
Anomalie bzw. von Auffälligkeiten durch hinweisgebende Indikatoren ab, womit sie
– entsprechende Reaktionen des eindringenden Personenkreises vorausgesetzt –
möglicherweise zu einer Reduzierung der mit dem menschlichen Eindringen verbundenen
Konsequenzen führen können (vgl. Kap. 5.2.6). Alle anderen untersuchten
Maßnahmen standen entweder im Konflikt mit den primären Optimierungszielen oder
wiesen ein derart ungünstiges Aufwand-Nutzen-Verhältnis auf, dass sie für eine Optimierung
nicht in Betracht kamen.
261

Weitere konzeptionelle Maßnahmen, die primär auf den sicheren und dauerhaften Einschluss
von Radionukliden im einschlusswirksamen Gebirgsbereich abzielen, tragen
indirekt zur Erschwerung menschlichen Eindringens bzw. zur Reduzierung der hiermit
verbundenen Konsequenzen bei. Hierzu gehören die Teufenlage der Einlagerungssohle,
die Behälterwandstärken und die Separierung des Endlagerbergwerks in Einlagerungsfelder
und Einlagerungsstrecken bzw. verrohrte Einlagerungsbohrlöcher.
Die Quintessenz aus der Befassung mit dem Aspekt der Optimierung von Endlagersystemen
gegen unbeabsichtigtes menschliches Eindringen im Vorhaben VSG ist, dass
die Optimierungsmöglichkeiten generell stark begrenzt sind. Die Ursachen liegen vor
allem darin, dass weder die Motivation und die technischen Möglichkeiten zum Eindringen
noch die Art und Weise, wie Eindringende auf Anomalien oder Auffälligkeiten
reagieren, belastbar prognostiziert werden können. Aufgrund des Fehlens klarer Randbedingungen
sind weiterhin quantitative Beurteilungen der Wirksamkeit der Maßnahmen
im Hinblick auf die Reduktion der Eintrittswahrscheinlichkeit bzw. der radiologischen
Auswirkungen völlig spekulativ, weshalb die Ergebnisse entsprechender
radiologischer Konsequenzenanalysen den Charakter der Beliebigkeit aufweisen würden.
Anforderungen an die Auffahrungs- und Einlagerungskonzepte gem. Abschnitt 8.2 und
8.5 /BMU 10a/
Beide Anforderungen betreffen den Schutz bzw. Erhalt der einschlusswirksamen Eigenschaften
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs.
Die Forderung gem. Abschnitt 8.2 /BMU 10a/ (Minimierung der Durchörterung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs/gebirgsschonendes Auffahren) aus der sich im
Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG die Maßnahme M1 ableitet wird aus den in
Kapitel 5.1.2.3 dargelegten Gründen auf planerischer Ebene als umgesetzt angesehen:
Anzahl, Längen und Querschnitte der Einlagerungsstrecken bzw. Einlagerungsbohrlöcher
ergeben sich aus der Anzahl und den Abmessungen der Behälter. Die Behälterund
Strecken- bzw. Bohrlochabstände untereinander wurden als Ergebnis von thermischen
Auslegungsrechnungen optimiert /BOL 12/. Die Auffahrungskonzepte sehen den
Einsatz von gebirgsschonenden Teilschnittmaschinen im Bereich der gesamten Einlagerungssohle
vor. Bezüglich der Schächte ist anzumerken, dass sie außerhalb des im
Vorhaben VSG ausgewiesenen einschlusswirksamen Gebirgsbereichs liegen. Beide
Planungsaspekte werden unter Praxisbedingungen als realisierbar angesehen.
262

Die Forderung gem. Abschnitt 8.5 /BMU 10a/ (Gliederung in Einlagerungsbereiche,
zügige Beladung, Verfüllung und Verschluss), aus der sich im Sicherheitskonzept der
VSG die Maßnahmen M10 und M11 ableiten, wird aus den in Kapitel 5.1.2.3 dargelegten
Gründen ebenfalls als auf planerischer Ebene umgesetzt angesehen:
Aufgrund der in /BOL 11/ und /BOL 12/ beschriebenen Einlagerungskonzepte, die
eine sequenzielle strecken- bzw. bohrlochweise Auffahrung, Beladung und Verfüllung
im Rückbauverfahren vorsehen, ist zu jedem Zeitpunkt des Einlagerungsbetriebes
jeweils nur eine einzelne Einlagerungssektion (Strecke, Bohrloch) über wenige
Monate in Betrieb. Es wird davon ausgegangen, dass diese Maßnahme auch
in der Realität mit heutiger Bergbautechnologie umsetzbar ist.
Bei den entwickelten Einlagerungskonzepten wurde die Forderung in Abschnitt 8.5
/BMU 10a/ nach einer Separierung der verschiedenen Abfalltypen durch
die räumliche Trennung wärmeentwickelnder und vernachlässigbar wärmeentwickelnder
Abfälle in verschiedenen, nur über die nördliche Richtstrecke
und den Infrastrukturbereich verbundenen Endlagerflügeln,
die weitgehende Trennung verschiedener Abfallarten innerhalb der Flügel in
Einlagerungsfelder sowie
die Beladung einer Einlagerungssektion mit jeweils nur einer Abfallart
realisiert (vgl. Kap. 5.1.2.3 sowie /BOL 12/).
Aus den Ergebnissen der Integritätsanalysen und den radiologischen Konsequenzenanalysen
lassen sich keine Zustände erkennen, die schädliche Auswirkungen
auf das Einschlussvermögen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs infolge der
Interaktion von Abfallarten mit unterschiedlichen physikalischen oder chemischen Eigenschaften
zur Folge hätten. Durch die strikte Trennung der Abfallarten ließen sich
die Endlagersysteme in ihrem sicherheitsrelevanten Verhalten jedoch deutlich besser
prognostizieren, was sich positiv auf die Belastbarkeit (Robustheit) sicherheitsgerichteter
Aussagen auswirkt. Gasströmungen zwischen beiden Endlagerflügeln könnten
noch weiter reduziert werden, wenn im Sinne zukünftiger Optimierungen auf eine Verbindung
beider Flügel durch die nördliche Richtstrecke verzichtet wird (vgl. Empfehlung
in Kapitel 7.2.1).
263

Anforderungen an die Lage der Einlagerungsbereiche gem. Abschnitt 8.3 /BMU 10a/
Die Forderung zielt auf den dauerhaften Erhalt der einschlusswirksamen Eigenschaften
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ab, indem Sicherheitsabstände zu Bereichen
einzuhalten sind, von denen aus die Integrität potenziell gefährdet werden könnte.
Diese Integritätsgefährdungen können von exogenen Prozessen oder Ereignissen
an oder nahe der Tagesoberfläche oder von geologischen Störungen ausgehen. Im
Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG wurde dieser Forderung durch die Maßnahmen
M13 (ausreichende Teufenlage der Einlagerungsbereiche) bzw. M4 (Sicherheitsabstände
zu den Tagesschächten und den das Hauptsalz z2HS begrenzenden Salzschichten)
entsprochen (vgl. Kap. 5.1.2.3).
Die Forderung wurde im Einzelnen folgendermaßen umgesetzt:
Teufenlage: Die im Vorhaben VSG durchgeführte Endlagerplanung sieht bei der
Streckenlagerung (Varianten B1 und B2) eine Teufenlage der Einlagerungssohle
von 870 m NN, d. h. 30 m unterhalb der Erkundungssohle, vor. Gleiches gilt für die
Lage der Richt- und Überfahrungsstrecken im Fall der Bohrlochlagerung (Variante
C). Die Ergebnisse der Integritätsanalysen zeigten, dass bei allen untersuchten
oberflächennah zu unterstellenden Einwirkungen ein Bereich von mindestens
300 m (Referenzszenarien) bzw. 250 m (Alternativszenarien) oberhalb der Einlagerungssohle
verbleibt, in dem keine Integritätsverletzungen aufgrund oberflächennah
ablaufender Prozesse und Ereignisse auftreten (vgl. Kap. 5.2.2.1 und /KOC 12/).
Aus diesem Grund ist davon auszugehen, dass das gewählte Niveau der Einlagerungssohle
ausreichend tief liegt, um eine nachteilige Beeinflussung der Einlagerungsbereiche
durch klimatische oder sonstige Vorgänge, die an oder nahe der
Erdoberfläche im Nachweiszeitraum ablaufen können, ausschließen zu können.
Abstand zu Störungen: Die Lage der Einlagerungsbereiche wurde im Hauptsalz
der Staßfurt-Serie (z2HS) im Kernbereich des Salzstockes vorgesehen. Gemäß
den Ergebnissen der bisherigen Erkundung des Salzstocks Gorleben und salzmechanischen
Überlegungen wird aus den in /WEB 13/ und zusammenfassend in Kapitel
5.1.3 dargelegten Gründen ausgeschlossen, dass in diesen Hauptsalzvorkommen,
die die geologische Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
im Bereich der konzipierten Einlagerungsbereiche bilden, offene Klüfte, Störungen
oder Lösungsvorkommen mit Volumina im Kubikmeterbereich auftreten können.
Der Umstand, dass nicht völlig ausgeschlossen werden kann, dass einzelne Klüfte
im Übergangsbereich des Hauptsalzes zu den Gesteinen der Leine-Serie wenige
264

Meter in das Hauptsalz hineinreichen können, wurde bei der Bemessung des Sicherheitsabstandes
berücksichtigt.
Aus den oben genannten Gründen wird davon ausgegangen, dass die Forderungen
des Abschnittes 8.3 der Sicherheitsanforderungen im Vorhaben VSG auf planerischer
Ebene erfüllt wurden. Diese Aussage steht bezüglich des ausreichenden Abstandes zu
Störungen unter dem Vorbehalt der Richtigkeit der zweiten grundlegenden Annahme
(Übertragbarkeit der für die im Erkundungsbereich EB1 ermittelten Gesteinseigenschaften
des Hauptsalzes, Kap. 6.1).
Anforderungen zur Rückholbarkeit/ Bergbarkeit der Abfallbehälter gem. Abschnitt 8.6
/BMU 10a/
Bergbarkeit: In den Sicherheitsanforderungen des BMU wird als Bergung „die Rückholung
radioaktiver Abfälle aus dem Endlager als Notfallmaßnahme“ bezeichnet. Es
wird gefordert, dass die Abfallbehälter unter Berücksichtigung der darin verpackten
Abfallprodukte und des sie umgebenden Versatzes für die wahrscheinlichen Entwicklungen
des Endlagersystems bei einer eventuellen Bergung aus dem stillgelegten und
verschlossenen Endlager für einen Zeitraum von 500 Jahren handhabbar sein müssen,
wobei auch die Vermeidung von Freisetzungen radioaktiver Aerosole zu beachten ist.
Die Bergbarkeit von Behältern für wärmeentwickelnde Abfälle wurde bereits im Vorfeld
des Vorhabens VSG auf konzeptioneller Basis untersucht. Die grundsätzliche Machbarkeit
ist in der Studie /ENG 95/ beschrieben. Nach Abschätzungen in /MÜL 08/ kann
für die POLLUX ® - und CASTOR ® -Behälter aufgrund der Wandstärken eine mechanische
Stabilität und Handhabbarkeit für 500 Jahre nach Endlagerverschluss unterstellt
werden. Angesichts der geringen Feuchtemengen in den Einlagerungsfeldern, welche
im Ergebnis der radiologischen Konsequenzenanalysen im Regelfall lediglich auf die in
den Abfallgebinden enthaltenen Restfeuchten und die geringe Versatzfeuchtigkeit zurückgehen,
sind massive Korrosionsraten, die die Integrität der Behälter im Sinne der
Bergbarkeit gefährden können, unwahrscheinlich. Insgesamt wird in /BOL 12/ davon
ausgegangen, dass die für die Rückholung aufgestellten Konzepte prinzipiell auch eine
Bergung ermöglichen. Dies gilt auch für die Transport- und Lagerbehälter sowie die
rückholbaren BSK-R-Kokillen. Allerdings beruhen diese Aussagen weitgehend auf
Analogieschlüssen. Ein entsprechender Eignungsnachweis ist zukünftig noch im Genehmigungsverfahren
bzw. bei Zulassung der Behälter zu führen. Dabei sind lokale
Effekte, wie z. B. Lochfraß-, Korngrenzen- oder Spannungsrisskorrosion, die unter
Endlagerbedingungen auftreten können, im Hinblick auf die Aerosolfreisetzung ebenso
265

wie eine mögliche Versprödung der Behälter durch Wasserstoff zu untersuchen. Weiterhin
ist die mechanische Stabilität der Behälter und der Bohrlochverrohrung über
500 Jahre in der Nachverschlussphase gegenüber dem auflaufenden Gebirgsdruck
und der mechanischen Belastung der Behälter bei der Bergung nachzuweisen.
Rückholbarkeit: In den Sicherheitsanforderungen des BMU wird als Rückholbarkeit
„die geplante technische Möglichkeit zum Entfernen der eingelagerten radioaktiven
Abfallbehälter aus dem Endlagerbergwerk“ bezeichnet, die gemäß der Anforderung in
Abschnitt 8.6 /BMU 10a/ über den gesamten Betriebszeitraum eines Endlagers bis zum
Verschluss der Schächte (oder Rampen) gegeben sein muss. Im Gegensatz zur Bergbarkeit
ist im Rahmen von Genehmigungsverfahren vom Antragsteller ein technisches
Konzept vorzulegen, aus dem schlüssig hervorgeht, dass die Rückholung von Abfallbehältern
mit wärmeentwickelnden Abfällen technisch realisierbar ist. Die grundsätzliche
Machbarkeit einer Rückholung wurde auch hier im Ergebnis der Studie /ENG 95/
für eingelagerte POLLUX ® -Behälter bestätigt. Vergleichbare Überlegungen wurden
auch für die Rückholung von CASTOR ® -, Transport- und Lagerbehältern (Variante B2)
angestellt /BOL 12/. Die im Rahmen des Vorhabens VSG erstmals angestellten Untersuchungen
zur Rückholbarkeit von Kokillen aus tiefen Bohrlöchern ergaben dagegen,
dass bei der Bohrlochlagerung von wärmeentwickelnden Abfällen und bestrahlten
Brennelementen in Kokillen (Variante C) eine Rückholung nicht ohne umfangreiche
Modifikationen bei der Einlagerungstechnik sowie der Auslegung der Endlagerbehälter
möglich ist /NSE 12/. Diese betreffen die Bohrlochkonfiguration, die Form der Kokillen
sowie die technische Ausgestaltung der Einlagerungsmaschine (vgl. Kap. 5.1.2.2).
Ähnlich wie im Fall der Bergbarkeit bestehen zu den im Vorhaben VSG entwickelten
Rückholungskonzepten keine grundlegenden Zweifel an der technischen Umsetzbarkeit.
Es erscheint plausibel, dass die Temperatur durch entsprechende Bewetterung
auf Arbeitstemperatur reduziert wird und für die Auffahrung der Rückholstrecken prinzipiell
die gleiche Technik wie beim Auffahren des Endlagerbergwerks eingesetzt werden
kann. Dennoch ist auch hier festzustellen, dass bis zur Feststellung der Eignung
der im Vorhaben VSG erstmalig entwickelten Rückholungskonzepte noch deutlicher
Forschungs- und Entwicklungsbedarf besteht. Dieser betrifft insbesondere die Gebrauchstauglichkeit
der im Vorhaben VSG vorgesehenen Kokillen im Hinblick auf ihre
Rückholbarkeit, die Weiterentwicklung des Konzeptes zur Rückholung von Kokillen aus
tiefen verrohrten Bohrlöchern sowie die generelle Praxistauglichkeit des Rückholungsbetriebes
(vgl. Kap. 5.1.2.2).
266

Anforderungen an das Multibarrierensystem gem. Abschnitt 8.7 /BMU 10a/
Die Umsetzung der Anforderungen an das Barrierensystem wird im Zusammenhang
mit der Darstellung der Robustheit der im Vorhaben VSG entwickelten Endlagersysteme
in Kapitel 6.2.3 beschrieben.
Fazit:
Zusammenfassend ist folgendes festzustellen:
Die Sicherheitsanforderungen des BMU an die Endlagerauslegung können generell auf
der für eine vorläufige Sicherheitsanalyse typischen konzeptionellen Ebene als erfüllt
bzw. in Zukunft als erfüllbar angesehen werden.
Bis zur Genehmigungsreife der im Vorhaben VSG projektierten Behälterkonzepte (inkl.
des Nachweises der Bergbarkeit) sowie der Einlagerungs-, Verschluss- und Rückholungskonzepte
besteht noch weiterer Forschungs- und Entwicklungsbedarf, auf den in
Kapitel 7.2.2 eingegangen wird. Bei der Konzeption der schnellwirkenden technischen
Verschlussbauwerke konnte bereits auf praktische Erfahrungen mit prototypischen
oder bereits abschließend realisierten Analoga zurückgegriffen werden.
Zum langfristigen Kompaktionsverhalten von Salzgrusversatz bestehen bei kleinen
Porositäten auch auf konzeptioneller Ebene noch signifikante Ungewissheiten. Insbesondere
ist zu klären, ob zukünftig nachgewiesen werden kann, dass dieser nach einigen
1.000 Jahren die im Sicherheitskonzept der VSG vorgesehene Dichtwirkung annimmt.
Insofern gilt der Vorbehalt, dass sich durch zukünftige F&E-Arbeiten die in
Kapitel 6.1 unter Nr. 4 dargestellte grundlegende Annahme als richtig erweist.
Die Aussagen zur Erfüllung der Sicherheitsanforderungen an die Lage der Einlagerungsbereiche
stehen unter dem Vorbehalt, dass durch zukünftige F&E-Arbeiten der
Nachweis der Richtigkeit der in Kapitel 6.1 unter Nr. 2 dargestellten grundlegenden
Annahme nachgewiesen werden kann.
Im Fall der Durchführung von Optimierungsmaßnahmen gilt die Einschränkung, dass
die Sicherheitsanforderungen des BMU hierbei von einem Optimierungsprozess während
eines Jahrzehnte langen Endlagerentwicklungsprozesses ausgehen, wobei dem
Fortschritt des Standes von Wissenschaft und Technik iterativ an bestimmten Halte-
267

punkten durch Optimierungsmaßnahmen Rechnung zu tragen ist. Dieser Anspruch
kann jedoch nicht auf ein Forschungsvorhaben mit einer Laufzeit von wenigen Jahren
übertragen werden. Insofern konnten im Vorhaben VSG nur Optimierungsmaßnahmen
vorgenommen werden, die innerhalb der Vorhabenslaufzeit identifizierbar und konzeptionell
umsetzbar waren.
6.2.2 Anforderungen an die Nachweisführung
Die Vorgaben der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, die auf Umfang und Inhalt der
zu führenden Nachweise abzielen, sind in Tab. 6.2 aufgelistet.
Tab. 6.2 Anforderungen an die Sicherheitsnachweise, nach /BMU 10a/
Abschnitt
/BMU 10a/ 1)
Anforderung
Anmerkung
1)
S 7.2
S 7.2.1
Anforderungen an den Langzeitsicherheitsnachweis
Langzeitaussage zur Integrität des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
Festlegung des Nachweiszeitraums,
Anforderungen an den
inhaltlichen Umfang des Langzeitsicherheitsnachweises
Inhaltliche Anforderungen an die
Integritätsanalyse
S 7.2.2 Radiologische Langzeitaussage Inhaltliche Anforderungen an die
radiologische Konsequenzenanalyse
S 7.2.3
Nachweis der Robustheit geotechnischer
Komponenten
Inhaltliche Anforderungen an die
radiologische Konsequenzenanalyse
S 7.2.4 Nachweis des Kritikalitätsausschlusses Inhaltliche Anforderungen an den
Nachweis des Kritikalitätsausschlusses
S 7.3
S 7.7
S 7.9
Anforderungen an die numerische Analyse
des Langzeitverhaltens
Anforderungen an die Qualität der Standortdaten
Untersuchung nicht-radiologischer Umwelteinflüsse
S: Sicherheitsanforderung
Schadstoffmobilisierung, Veränderung
der hydrogeologischen
Situation im Deckgebirge
Im Nachfolgenden wird dargestellt, in welcher Form die im Abschnitt 7 der Sicherheitsanforderungen
des BMU aufgelisteten Vorgaben an die zu führenden langzeitsicher-
268

heitsbezogenen Nachweise im Vorhaben VSG umgesetzt wurden. Diese Prüfung geschieht
formal, d. h. im Hinblick auf die Vollständigkeit der Umsetzungen der Forderungen
in /BMU 10a/. Die zusammenfassende Würdigung wesentlicher Ergebnisse im
Sinne der Qualität und der Dauerhaftigkeit des Einschlussvermögens des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs sowie der Robustheit der konzipierten Endlagersysteme
wird vornehmlich in Kapitel 6.2.3 vorgenommen.
Anforderungen an die Langzeitsicherheitsanalyse gem. Abschnitt 7.2 /BMU 10a/
Abschnitt 7.2 /BMU 10a/ gibt allgemein den Umfang der in einer Langzeitsicherheitsanalyse
zu berücksichtigenden Aspekte vor. Die Bewertung und Dokumentation muss
dabei folgende Punkte umfassen:
Das jeweils zugrundeliegende Endlagerkonzept: Im Vorhaben VSG wurden drei Endlagerkonzepte
entwickelt: Die Einlagerung aller Endlagerbehälter (POLLUX ® ) für wärmeentwickelnde
radioaktive Abfälle in horizontalen Strecken (Variante B1) bzw. von
Transport- und Lagerbehältern in horizontalen Bohrlöchern (Variante B2) sowie in tiefen,
vertikalen Bohrlöchern (Brennstabkokillen, Triple-Packs, Variante C). Diese Varianten
wurden jeweils mit der Variante A (Optionale Einlagerung von Abfällen mit vernachlässigbarer
Wärmeentwicklung in horizontalen Einlagerungskammern im
Westflügel) kombiniert. Die Einlagerungsvariante AB2 wurde im Vorhaben VSG nicht
eigenständig behandelt, sondern es wurde eine Differenzbetrachtung zur Einlagerungsvariante
AB1 vorgenommen. Die Endlagerkonzepte sind ausführlich in /BOL 11
und /BOL 12/ und zusammenfassend in Kapitel 5.1.2.1 beschrieben. Sie wurden einschließlich
der entsprechenden Rückholungskonzepte bezüglich der Umsetzung der
Vorgaben aus dem Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG (Maßnahmen) in Kapitel
5.1.2.3 bzw. derjenigen aus den Sicherheitsanforderungen des BMU in Kapitel 6.2.1
bewertet.
Die qualitätsgesicherte Erhebung von Daten und Informationen aus Standorterkundung,
Forschung und Entwicklung: Wie in Kapitel 2.1.2 erwähnt, baut die Datengrundlage
zur Standorterkundung im Vorhaben VSG auf dem Stand der geowissenschaftlichen
Erkundungsergebnisse zum Zeitpunkt vor dem Moratorium von 2000 auf. Die bis
dahin erzielten Erkundungsergebnisse sind in /KLI 07a/, /KÖT 07a/, /BOR 08a/ und
/BRÄ 11/ zusammenfassend dokumentiert. Soweit Ergebnisse aus der ab dem Jahr
2010 fortgesetzten Erkundung innerhalb der Laufzeit des Vorhabens VSG vorlagen,
wurden diese mit berücksichtigt (vgl. /HAM 11/). Die geowissenschaftliche Langzeit-
269

prognose wurde im Vorhaben VSG erarbeitet /MRU 11/. Das Vorhaben VSG enthält
insofern eine Synthese sämtlicher bis heute zum Standort Gorleben erzielter Erkundungsergebnisse.
Weiterhin wurde eine Bewertung der Standortdaten im Hinblick auf
deren Vollständigkeit, Aussagekraft und Ungewissheiten für eine vorläufige Sicherheitsanalyse
sowie der Eignung der zugrunde liegenden Untersuchungsmethoden vorgenommen.
Diese Aufgabe wurde durch Professoren geologischer Institute der RWTH
Aachen in Kooperation mit der Geophysica Beratungsgesellschaft mbH wahrgenommen,
Institutionen, die nicht an der Erkundung der Salzstruktur Gorleben beteiligt waren.
Ihre Ergebnisse sind im Bericht /KUK 12/ dokumentiert. Die Autoren kommen zusammenfassend
zu dem Schluss, dass die vorliegenden Daten zum Standort Gorleben
sowohl hinsichtlich ihres Umfangs als auch hinsichtlich ihrer Qualität unter Berücksichtigung
noch vorhandener Ungewissheiten für die Durchführung einer vorläufigen Sicherheitsanalyse
(VSG) geeignet sind. Die Ungewissheiten werden in /KUK 12/ im
Wesentlichen darauf zurückgeführt, dass derzeit fortentwickelte und damit bessere
Erkundungsmethoden bestehen als diejenigen, die vor dem Moratorium, insbesondere
in den 1990er Jahren, eingesetzt wurden. In diesem Zusammenhang ist zusätzlich
darauf hinzuweisen, dass die Standortcharakterisierung, soweit sie auf Erkenntnisse
der untertägigen Erkundung zurückgeht, noch unvollständig ist und sich bis jetzt lediglich
auf einen Teil der für die Realisierung der im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte
erforderlichen Hauptsalzvolumina erstreckt. Insofern müssen die Ergebnisse
unter die in Kapitel 6.1 aufgeführten Vorbehalte Nr. 1. – 3. gestellt werden.
Weiterhin wurde im Vorhaben VSG der Stand von Wissenschaft und Technik zur
Endlagerforschung im Steinsalz in Deutschland zusammengetragen. So wurden nahezu
alle Institutionen, die im Bereich dieses Forschungszweiges intensiv tätig sind, in
das Vorhaben VSG eingebunden. Insbesondere baut das Vorhaben VSG auf den Erkenntnissen
aus dem Vorhaben ISIBEL /ISI 08/ auf, in welchem bereits die wesentlichen
Teile für eine Synthese des Standes der Wissenschaft zur Endlagerung wärmeentwickelnder
Abfälle in Salzstöcken erarbeitet wurden. Insofern ist zusammenfassend
davon auszugehen, dass das Vorhaben VSG auf dem aktuellen Stand der Informationen
zu den Standortverhältnissen sowie der Forschung und Entwicklung zur Endlagerung
wärmeentwickelnder Abfälle in Salzstöcken beruht. Dies ist auch die Bedingung
für die Ausweisung des zukünftigen Forschungs- und Entwicklungsbedarfs, der, die
Inhalte dieses Berichtes betreffend, in Kapitel 7.2.2 aufgelistet wird sowie, ganzheitlich
auf das Vorhaben VSG bezogen, in einem separaten Abschlussbericht /THO 13/ zusammengefasst
wird. Die wissenschaftlichen Grundlagen, auf denen die im Vorhaben
270

VSG durchgeführten Analysen aufbauen, werden ebenso wie der hieraus resultierende
F&E-Bedarf in den jeweiligen Arbeitspaket-Abschlussberichten ausführlich dargestellt.
Die qualitätsgesicherte Umsetzbarkeit der Anforderungen an technische Barrieren: Auf
diesen Aspekt wird im Zusammenhang mit der Diskussion der Umsetzung der Sicherheitsanforderung
S 7.2.3 (Nachweis der Robustheit technischer Komponenten des
Endlagersystems) in Kapitel 6.2.3 eingegangen.
Die Identifizierung, Charakterisierung und Modellierung sicherheitsrelevanter Prozesse
und die diesbezügliche Vertrauensbildung sowie die Qualifizierung der Modelle: Auf
diese Anforderungen wird im Zusammenhang mit den Vorgaben aus Abschnitt 7.3 der
Sicherheitsanforderungen in Kapitel 6.2.3 eingegangen. Im Hinblick auf die Darstellung
der Qualifizierung der im Vorhaben VSG verwendeten Rechencodes wird auf das Memorandum
/KOC 13/ verwiesen.
Die Darstellung und Umsetzung einer systematischen Strategie zur Identifizierung,
Bewertung und Handhabung von Ungewissheiten: Die Strategie zum Umgang mit den
verschiedenen Formen von Ungewissheiten wurde im Sicherheits- und Nachweiskonzept
des Vorhabens VSG festgelegt (vgl. /MÖN 12/). Die Art und Weise, wie im Vorhaben
VSG, insbesondere bei den Systemanalysen, mit bestehenden Ungewissheiten
umgegangen wurde, wird in Kapitel 5.3 erläutert. Im Vorhaben VSG wurden die bestehenden
Ungewissheiten folgendermaßen unterteilt:
1. Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen Entwicklungen
Diese Ungewissheiten werden im Wesentlichen durch den Erkenntnisstand, der im
FEP-Katalog /WOL 12b/ niedergelegt ist, und die darauf aufbauende Szenarienentwicklung
(gestützt auf die geowissenschaftliche Langzeitprognose /MRU 11/) behandelt,
da dort alle Prozesse und Ereignisse (ausgenommen Human Intrusion), deren
Auftreten aus heutiger Sicht innerhalb des Nachweiszeitraums vorstellbar sind, berücksichtigt
und hinsichtlich der Wahrscheinlichkeit ihres Auftretens klassifiziert wurden. In
der Szenarienentwicklung /BEU 12b/ wurden auf dieser Basis zu jeder Einlagerungsvariante
Referenzszenarien definiert, die eine möglichst große Gesamtheit als wahrscheinlich
anzusehender, möglicher Entwicklungen des Endlagersystems repräsentieren.
Hiervon abweichende, weniger wahrscheinliche Entwicklungen wurden durch
Alternativszenarien charakterisiert. Referenzszenarien und Alternativszenarien bildeten
die Grundlage für die Auslegung der Verschlussbauwerke und für die Ableitung von
271

Rechenfällen für die Integritätsanalysen zur geologischen Barriere /KOC 12/ sowie für
die radiologische Konsequenzenanalyse /LAR 13/. Es wird somit davon ausgegangen,
dass alle aus heutiger Sicht denkbaren zukünftigen Entwicklungen des Endlagersystems
berücksichtigt und die hieraus resultierenden sicherheitstechnischen Konsequenzen
im Vorhaben VSG analysiert wurden.
2. Nicht prognostizierbare zukünftige Entwicklungen
Diese Ungewissheiten betreffen vor allem die nicht belastbar prognostizierbaren zukünftigen
klimatischen Entwicklungen. Im Rahmen der Szenarienentwicklung wurden
zwei verschiedene Klima-Entwicklungen betrachtet: Ein 100.000-Jahre-Zyklus mit einem
regelmäßigen Wechsel von Kalt- und Warmzeiten, wobei eine Abfolge der Kaltzeiten
vom Typ Weichsel, Elster und Saale unterstellt wurde. Hiervon abweichende Entwicklungen
bezüglich der Kalt-/Warmzeitzyklen, des Auftretens und der Ausprägung
glazialer Rinnen sowie alternative Abfolgen von Kaltzeittypen wurden durch weniger
wahrscheinliche Alternativszenarien charakterisiert /BEU 12b/. Dennoch verbleiben
bezüglich der tatsächlichen, jedoch unbekannten zukünftigen Klimaentwicklung und
ihrer Auswirkung auf die konzipierten Endlagersysteme signifikante Restungewissheiten.
Diesen wurde zum einen durch die Position der Einlagerungsbereiche in einer
großen Tiefe von 870 m NN, d. h. in weiter Entfernung von oberflächennah ablaufenden
Klima-Einwirkungen (vgl. Maßnahme M13, Kap. 5.1.3 und 6.2.1), begegnet. Zum
anderen wurde der klimabedingt unsicheren Prognostizierbarkeit der langfristigen geologisch-hydrogeologischen
Situation im Deckgebirge dadurch Rechnung getragen,
dass dem Deckgebirge im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG keine rückhaltenden
oder konzentrationsmindernden Sicherheitsfunktionen zugeschrieben wurden.
3. Modellungewissheiten
Modellungewissheiten, die im Wesentlichen auf die Abstraktion der geologischen
Strukturen bzw. der Geometrien der konzipierten Endlagerkonzepte zurückgehen, wurde
dadurch begegnet, dass diversitäre Modelle zum Einsatz kamen. Die Integritätsanalysen
/KOC 12/ wurden von drei unterschiedlichen Arbeitsgruppen mit drei unterschiedlichen
Modellkonzepten (Berechnungsprogramme und Stoffgesetze) durchgeführt,
wobei auf unterschiedlichen räumlichen Skalen für die verschiedenen Zielsetzungen
unterschiedliche Herangehensweisen und Modellgeometrien zur Anwendung kamen.
Da allen Modellkonzepten die gleichen grundlegenden Annahmen zugrunde lagen,
konnten die erzielten Ergebnisse miteinander verglichen und so auf Plausibilität über-
272

prüft und Modellungewissheiten identifiziert und reduziert werden. Beispielsweise
stimmten trotz Verwendung unterschiedlicher Modellansätze die Lokationen der Integritätsverletzungen
überein, auch wenn die Ausmaße je nach verwendetem Stoffgesetz
unterschiedlich waren. Modellungewissheiten, die auf die konzipierten Endlagerkonzepte
zurückgehen, wurde u. a. durch den diversitären Einsatz der Programme
MARNIE und TOUGH2 bei der Konsequenzenanalyse /LAR 13/ (vgl. Kap. 5.2.3)
Rechnung getragen.
4. Ungewissheiten bei der modellhaften Beschreibung von am Standort ablaufenden
Prozessen
Bei den Integritätsanalysen zur geologischen Barriere sowie zu den technischen Barrieren
und der radiologischen Konsequenzenanalyse wurde eine Reihe von sicherheitsrelevanten
Prozessen identifiziert, zu denen noch Forschungs- und Entwicklungsbedarf
besteht. Da diese F&E-Arbeiten im Rahmen des Vorhabens VSG nicht geleistet werden
konnten, verblieben Ungewissheiten bei der modellhaften Beschreibung insbesondere
folgender Prozesse:
Auswirkungen von Kaltzeiten insbesondere hinsichtlich der Bildung von glazialen
Rinnen,
Kompaktionsverhalten von Salzgrusversatz,
Langzeitstabilität der Dichtmaterialien in den Verschlussbauwerken,
Ablauf der Verheilung der konturnahen Auflockerungszone im Bereich von Verschlussbauwerken,
Entwicklung des geochemischen Milieus in den Einlagerungsbereichen bei erhöhten
zerfallsbedingten Temperaturen,
geomechanische Auswirkung von salzstockinternen Schichtflächen,
Ablauf der Metallkorrosion bei geringen verfügbaren Lösungsmengen,
Beschreibung des Mehrphasen-Mehrkomponentenflusses (Zweiphasenflussparameter),
Beschreibung und Modellierung der Quellterme bei geringen Lösungsmengen insbesondere
im Fall der Freisetzung gasförmiger Radionuklide sowie
modellhafte Beschreibung der Freisetzungsprozesse gasförmiger Radionuklide.
273

Den Ungewissheiten zum Ablauf und zur modellhaften Beschreibung dieser Prozesse
wurde im Regelfall dadurch Rechnung getragen, dass aus heutiger Sicht konservative
Annahmen getroffen wurden. Der jeweilige Umgang mit den einzelnen Prozessungewissheiten
wurde zusammenfassend in Kapitel 5.3.5 und ausführlich in den entsprechenden
Abschlussberichten zu den Systemanalysen in /KOC 12/, /MÜL 12a/ und
/MÜL 12b/ sowie /LAR 13/ dargestellt.
5. Parameter- und Datenungewissheiten
Sowohl bei den Integritätsanalysen als auch bei der radiologischen Konsequenzenanalyse
wurden die im FEP-Katalog /WOL 12b/ zur Ausprägung der einzelnen FEP ausgewiesenen
Daten- und Parameterungewissheiten systematisch berücksichtigt. Diese
Ungewissheiten wurden durch Analysen der Referenzszenarien, deren FEP die wahrscheinliche
Daten- und Parameterbandbreite zugrunde lag, sowie der Alternativszenarien,
bei denen die FEP in weniger wahrscheinlichen Datenbandbreiten berücksichtigt
wurden, bei den Systemanalysen im Hinblick auf ihren Einfluss auf das Rechenergebnis
systematisch untersucht. Für die Daten und Parameter, die im FEP-Katalog nicht
ausgewiesen waren, wurden Datum und Bandbreite für die Analysen aus Literaturstudien
abgeleitet. Vor allem im Rahmen der Konsequenzenanalyse wurden umfangreiche
deterministische Unsicherheitsanalysen durchgeführt, in denen die Datenbandbreiten
von Parametern variiert und ihre Sensitivität im Hinblick auf den Einfluss auf das
Rechenergebnis untersucht wurden.
6. Im Vorhaben VSG nicht reduzierbare Ungewissheiten
Einigen signifikanten Ungewissheiten konnte im Vorhaben VSG nur durch die Festsetzung
grundlegender Annahmen begegnet werden. Diese Ungewissheiten resultieren
aus der erst teilweise erfolgten untertägigen Standorterkundung sowie aus dem heutzutage
noch nicht hinreichend experimentell nachgewiesenen Prozess des Kompaktionsverhaltens
von Salzgrusversatz. Diese grundlegenden Annahmen sind in Kapitel
6.1 aufgelistet. Die Ergebnisse des Vorhabens VSG stehen unter dem Vorbehalt, dass
die Ergebnisse zukünftiger Erkundungs- bzw. F&E-Arbeiten diese grundlegenden Annahmen
bestätigen.
274

Der in Abschnitt 7.2 /BMU 10a/ vorgegebene Nachweiszeitraum von einer Million Jahren
wurde im Vorhaben VSG durchgängig berücksichtigt. Dies betraf vor allem
die geowissenschaftliche Langzeitprognose /MRU 11/, deren Ergebnisse zusammenfassend
in Anhang A.4 dargestellt sind,
den FEP-Katalog /WOL 12b/ und die Szenarienentwicklung /BEU 12b/ (vgl.
Kap. 5.2.1),
die Integritätsanalysen zur geologischen Barriere /KOC 12/ (vgl. Kap. 5.2.2.1) sowie
die radiologische Konsequenzenanalyse /LAR 13/ (vgl. Kap. 5.2.3).
Spezielle Anforderungen an die Langzeitaussage zur Integrität des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs gem. Abschnitt 7.2.1 /BMU 10a/
Die Integritätsanalysen wurden auf der Basis des FEP-Kataloges und sämtlicher integritätsrelevanter
Szenarien geführt. Da die Ergebnisse der geowissenschaftlichen Langzeitprogose
eine wesentliche Grundlage sowohl für die Zusammenstellung des FEP-
Kataloges als auch für die Ableitung von Szenarien war, erfolgten die Integritätsanalysen
mittelbar ebenfalls auf dieser Grundlage. Es wurde im Nachweiskonzept des Vorhabens
VSG die Strategie verfolgt, zunächst im Rahmen der Integritätsanalysen zu
überprüfen, welche Bereiche des Salzstocks eine Integritätsverletzung erfahren, um
auf der Basis dieser Ergebnisse und derjenigen der radiologischen Konsequenzenanalyse
die Lage und Ausdehnung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs endgültig
festzulegen (vgl. Kap. 5.2.5). Bei der endgültigen Festsetzung wurde berücksichtigt,
dass vorab im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG im Sinne einer Anfangsannahme
(initial guess) davon ausgegangen wurde, dass eine Mindestmächtigkeit der geologischen
Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche von einigen Zehner Metern
erforderlich ist. Dies führte unter Einbezug eines Sicherheitszuschlages zur
Festlegung des Sicherheitsabstandes zu Gesteinspartien außerhalb des Hauptsalzes
von 50 m (vgl. Kap. 5.1.2.3), aus dem auf der Grundlage der oben genannten Ergebnisse
der Systemanalysen die Lage und die Ausdehnung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs konzeptspezifisch festgelegt wurden. Diese iterative Vorgehensweise
wird aus den Erfahrungen im Vorhaben VSG nachweisstrategisch als zielführend angesehen,
weshalb empfohlen wird, auf diesen Aspekt in den Sicherheitsanforderungen
des BMU zukünftig einzugehen (vgl. Empfehlung in Kapitel 7.1.2).
275

Die Integritätsanalysen /KOC 12/ wurden für einen Nachweiszeitraum von einer Million
Jahre geführt. In den verwendeten verschiedenskaligen Fern-, Nahfeld- und Grubenmodellen
wurden die Endlagerkonzepte (Einlagerungsvarianten AB1 und AC) in unterschiedlich
detaillierter geometrischer Auflösung abgebildet. Die Rechnungen erfolgten
unter Berücksichtigung der Wärmeentwicklung und Gasbildung der eingelagerten Abfälle.
Als Maßstab für Integritätsverletzungen wurden die in den Sicherheitsanforderungen
des BMU vorgegebenen Integritätskriterien − das Dilatanzkriterium und das Fluiddruckkriterium
(Minimalspannungskriterium) − verwendet. Dabei wurden beide Kriterien
unabhängig voneinander überprüft und bereits bei Verletzung eines der beiden Kriterien
ein Integritätsverlust unterstellt. Weiterhin wurde die thermo-mechanische Beanspruchung
der geologischen Barriere infolge des Eintrages der Zerfallswärme für die
Einlagerungsvarianten B1 (Streckenlagerung) und C (Bohrlochlagerung) untersucht,
wobei bereits durch die thermische Auslegung der Endlagerkonzepte /BOL 12/ eine
wärmebedingte Schädigung der geologischen Barriere in der Umgebung der Einlagerungsbereiche
und der Verschlussbauwerke durch Einhalten der Temperaturkriterien
ausgeschlossen werden konnte. Formal wurden damit die Vorgaben der Sicherheitsanforderungen
an die Nachweisführung der Integritätsanalysen im Sinne der Vollständigkeit,
d. h. der zu berücksichtigenden Aspekte erfüllt. Dies gilt auch für die Vorgabe aus
Abschnitt 7.3 /BMU 10a/, soweit dies die numerische Analyse des Langzeitverhaltens
im Hinblick auf die Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs betrifft. Auf die
Umsetzung der inhaltlichen Forderungen des Abschnitts 7.2.1 /BMU 10a/ im Sinne des
Integritätsnachweises wird im Zusammenhang mit der Diskussion der Erfüllung der
Vorgaben der Sicherheitsanforderungen des BMU zur Dauerhaftigkeit des sicheren
Einschlusses in Kapitel 6.2.3 eingegangen.
Spezielle Anforderungen an die radiologische Langzeitaussage gem. Abschnitt 7.2.2
/BMU 10a/
Bei der radiologischen Konsequenzenanalyse /LAR 13/ erfolgte die radiologische Bewertung
der Radionuklidfreisetzung für die Referenzszenarien und die Alternativszenarien
für den reinen Lösungspfad auf der Basis des im Abschnitt 7.2.2 /BMU 10a/ dargestellten
vereinfachten Verfahrens zur radiologischen Langzeitaussage. Für die
Bewertung gasförmig freigesetzter Radionuklide wurde ein zum Lösungstransport adäquates
Verfahren entwickelt. Die diesem Verfahren zugrunde liegende Modellvorstellung
ist, dass sich gemäß der Zweiphasen-Gleichgewichtsbedingungen Radionuklide
sowohl in Lösung gehen als auch im Gasstrom verbleiben, mit diesem transportiert und
ggf. den einschlusswirksamen Gebirgsbereich im gasförmigen Zustand verlassen. Für
276

die gasförmig freigesetzten Radionuklide wird, wie im Falle der löslichen Radionuklide,
ein Indikator RGI (s. u.) aus dem jährlichen volatilen Radionuklidstrom F [Bq/a] über
den Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs, d. h. aufgrund der nachgewiesenen
Integrität der geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
lediglich über die geotechnischen Verschlussbauwerke am Rand des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs, hergeleitet. In Ermangelung einer Rechenvorschrift zur Bewertung
gasförmig freigesetzter Radionuklide wurde für die vereinfachte radiologische
Langzeitaussage im Vorhaben VSG ein Biosphärenmodell zur Berechnung der Strahlenexposition
durch Inhalation volatiler Radionuklide verwendet. Das in dieser Analyse
zur Bewertung der radiologischen Konsequenz gewählte Biosphärenmodell umfasst
den Einstrom der über den Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs freigesetzten
volatilen Radionuklide in ein Wohnhaus mit einer im Haus lebenden Person. Die
Rechenvorschriften, die diesem Verfahren zugrunde liegen, werden ausführlich in
/LAR 13/ vorgestellt.
Als Ergebnis der Analysen wurde ein Radiologischer Geringfügigkeitsindex (RGI) berechnet,
der durch das Nachweiskonzept des Vorhabens /MÖN 12/ vorgegeben wurde
(vgl. Kap. 4.2.4.1). Der RGI beschreibt das Ausmaß der Radionuklidfreisetzung aus
dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich im Verhältnis zu den im Abschnitt 7.2.2 der
Sicherheitsanforderungen aufgeführten dosisbezogenen Bewertungskriterien (0,1 Personen-Millisievert
pro Jahr für wahrscheinliche und höchstens 1 Personen-Millisievert
pro Jahr für weniger wahrscheinliche Entwicklungen).
Bei der radiologischen Konsequenzenanalyse wurden die Einflüsse von Parameterungewissheiten
durch deterministische Unsicherheitsanalysen untersucht. Darüber hinaus
wurden auch What-if-Betrachtungen für unwahrscheinliche Entwicklungen mit herangezogen,
um die Robustheit des Endlagersystems, d. h. die Zuverlässigkeit und
Qualität der Analyseergebnisse bzw. die Unempfindlichkeit der Sicherheitsfunktionen
des Endlagersystems und seiner Barrieren gegen Störungen, zu prüfen. Aus den Ergebnissen
von What-if-Betrachtungen wurden Optimierungsmöglichkeiten für die Steigerung
der Robustheit des Einlagerungsvariante AB1 (Streckenlagerung) abgeleitet.
Diese betreffen die Verlagerung der Behälter für die verpressten Brennelement-
Strukturteile in ein von den Streckenverschlüssen weiter entferntes Einlagerungsfeld
bzw. eine mögliche Ertüchtigung der Behälterintegrität hinsichtlich einer Gasdichtigkeit
über mehrere hundert Jahre (vgl. Kap. 7.2.1).
277

Aus diesen Gründen wird davon ausgegangen, dass die Vorgaben des Abschnitts
7.2.2 /BMU 10a/ an die Nachweisführung im Rahmen der radiologischen Konsequenzenanalyse
formal vollständig umgesetzt wurden. Auf die Umsetzung der inhaltlichen
Forderungen des Abschnitts 7.2.2 im Sinne der radiologischen Langzeitaussage
wird im Zusammenhang mit der Diskussion der Erfüllung der Vorgaben der Sicherheitsanforderungen
des BMU zur radiologischen Langzeitaussage in Kapitel 6.2.3 eingegangen.
Nachweis der Robustheit technischer Komponenten des Endlagersystems gem. Abschnitt
7.2.3 /BMU 10a/
Im Vorhaben VSG wurde die langfristige Robustheit technischer Komponenten der
Verschlusssysteme (Funktionselemente) auf konzeptioneller Basis, d. h. auf der
Grundlage theoretischer Auslegungskonzepte und Nachweisführungen, prognostiziert
und dargestellt. Die entsprechenden Ergebnisse sind ausführlich in /MÜL 12a/ und
/MÜL 12b/ sowie zusammenfassend in den Kapiteln 5.1.4 (Konzeption) und 5.2.2.2
(Nachweisführung) dargestellt. Die wesentlichen Ergebnisse werden auch, soweit sie
den sicheren Einschluss und dessen Dauerhaftigkeit betreffen, zusammenfassend in
den nachfolgenden Kapiteln gewürdigt.
Sowohl das Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG als auch die entwickelten Verschlusskonzepte
bauen auf einem langfristig sicheren Verschluss der technisch unvermeidbaren
Durchörterungen der geologischen Barriere durch die Verfüllung von
Hohlräumen mit Salzgrusversatz auf. Der Salzgrusversatz erreicht nach heutigem
Kenntnisstand seine geforderte Dichtwirkung, die einer Kompaktion von < 2 % zugeordnet
wird, je nach Feuchtegehalt und Temperaturbedingungen in Zeiträumen von
wenigen Zehner bis einigen tausend Jahren. Daher werden in den Verschlusskonzepten
sofort wirksame technische Verschlussbauwerke in den Schächten und den Zugangsstrecken
zu den Einlagerungsbereichen vorgesehen, die den Zutritt von Lösungen
aus dem Deck- und Nebengebirge in die Einlagerungsbereiche so lange
unterbinden, bis der Salzgrusversatz seine geforderte Wirksamkeit entfaltet hat.
Bei der Planung der technischen Verschlussbauwerke wurde ein Funktionszeitraum
von 50.000 Jahren angesetzt, der deutlich länger ist, als der Zeitraum, der aus heutiger
Sicht für das Erreichen der vollständigen Einschlusswirksamkeit des Salzgrusversatzes
erforderlich ist. Dementsprechend würde ein redundantes und von den Eigenschaften
278

der Dichtmaterialien her diversitäres Verschlusssystem über einen Zeitraum von einigen
10.000 Jahren vorliegen.
In Abschnitt 7.2.3 der Sicherheitsanforderungen wird gefordert, dass die für die Funktionstüchtigkeit
der technischen Verschlussbauwerke maßgeblichen Beanspruchungszustände
und Eigenschaften der Baustoffe insbesondere im Hinblick auf ihre Belastbarkeit
und Alterungsbeständigkeit über den angesetzten Funktionszeitraum zu
untersuchen sind. In /MÜL 12b/ werden diese Forderungen dadurch umgesetzt, dass
folgende Einzelnachweise geführt wurden:
Die Nachweise eines über den Wirkzeitraum ausreichenden hydraulischen Widerstandes
und der Filterstabilität: Diese Nachweise, dass die auslegungskonforme Funktionstüchtigkeit
im Sinne der geforderten Dichtwirkung überhaupt erreicht werden kann,
werden in /MÜL 12b/ ausführlich und in Kapitel 5.2.2.2 zusammenfassend dargelegt
und begründet, dass der Nachweis eines ausreichenden hydraulischen Widerstandes
als positiv geführt angesehen wird. Ein umfassender Nachweis der Filterstabilität wurde
im Vorhaben VSG nicht vollständig geführt, da der erforderliche Planungstiefgang
bezüglich der Korngrößenverteilungen der Filtermaterialien noch nicht gegeben war.
Dennoch ist davon auszugehen, dass zukünftig geeignete Korngrößenabstufungen
gewählt werden können und auch dieser, ingenieurtechnisch vergleichsweise einfach
zu führende Nachweis zukünftig positiv geführt werden kann.
Die Nachweise zur Tragfähigkeit und zur Rissbeschränkung: Diese Nachweise zeigen,
dass im Nachweiszeitraum auftretende maßgebliche Beanspruchungszustände im
Sinne der Belastbarkeit der konzipierten Baustoffe auch unter Berücksichtigung von
Erdbeben schadlos durch die Verschlussbauwerke abgetragen werden können. Aus
den in /MÜL 12b/ ausführlich und in Kapitel 5.2.2.2 zusammenfassend dargelegten
Gründen werden diese Nachweise als positiv geführt angesehen.
Der Nachweis der Langzeitstabilität/Dauerhaftigkeit: Dieser Nachweis weist aus, dass
über den Nachweiszeitraum eine Alterungsbeständigkeit der Dichtelemente zum Beispiel
bei der chemischen Einwirkung von Lösungen gegeben ist. Aus den in /MÜL 12b/
ausführlich und in Kapitel 5.2.2.2 zusammenfassend dargelegten Gründen wird dieser
Nachweis als positiv geführt angesehen.
Aus diesen Gründen wird festgestellt, dass ausgehend davon, dass der Nachweis der
Filterstabilität des Bentonit-Dichteelementes positiv geführt werden kann, die langfristi-
279

ge Robustheit der in den Verschlusskonzepten im Vorhaben VSG projektierten Dichtelemente
auf der Basis theoretischer Überlegungen prognostiziert werden konnte. Aus
den in /MÜL 12b/ ausführlich und in den Kapiteln 5.1.4 und 5.2.2.2 zusammenfassend
dargelegten Gründen wird weiterhin davon ausgegangen, dass ausgehend von den
Vorgaben der Szenarienentwicklung sämtliche Lastfälle, die die Integrität der Verschlussbauwerke
betreffen, bei der Auslegung und der Nachweisführung in /MÜL 12a/
und /MÜL 12b/ berücksichtigt wurden.
Im Hinblick auf die weiteren Vorgaben des Abschnitts 7.2.3 /BMU 10a/ ist in Verbindung
mit der Forderung des Abschnitts 7.2 /BMU 10a/ zur qualitätsgesicherten Umsetzbarkeit
der Anforderungen an technische Barrieren folgendes festzustellen:
Da die technischen Barrieren gemäß dem Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG
definitiv bedeutsame langzeitsicherheitsrelevante Sicherheitsfunktionen übernehmen
und damit besonderen Anforderungen unterliegen, muss deren Herstellung,
Errichtung und Funktion grundsätzlich erprobt sein und bei ihrer Errichtung eine
nach Stand von Wissenschaft und Technik durchgeführte Qualitätssicherung
(s. Abschnitt 7.2 /BMU 10a/) erfolgen.
Aus dem Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG heraus ist nicht erkennbar, dass
diese Erprobung gemäß Abschnitt 7.2.3 der Sicherheitsanforderungen entfallen
kann, weil die Robustheit dieser Bauwerke, d. h. ihre Unempfindlichkeit gegenüber
inneren und äußeren Einflüssen und Störungen, anderweitig nachgewiesen werden
kann bzw. dass Sicherheitsreserven in einem Umfang bestehen, die den Verzicht
auf eine Erprobung erlauben. Insofern bleibt die Nachweisforderung bezüglich der
Realisierbarkeit unter Praxisbedingungen bestehen.
Die Anforderungen in Abschnitt 7.2.3 /BMU 10a/ richten sich im Grundsatz an einen
Antragsteller, der im Rahmen eines Genehmigungsverfahrens die Eignung der von
ihm konzipierten Verschlusssysteme unter Praxisbedingungen nachzuweisen hat.
Diesen Anspruch kann das Vorhaben VSG, welches eine erste, standortbezogene
prototypische Sicherheitsanalyse darstellt, naturgemäß nicht erfüllen. Insofern wird
festgestellt, dass es sich bei den beschriebenen Verfüll- und Verschlussmaßnahmen
um Planungen handelt, die eine Weiterentwicklung von umfangreichen vorlaufenden
Forschungs- und Entwicklungsarbeiten darstellen. Der Detaillierungsgrad
der Planungen wird dabei für die Zwecke einer vorläufigen Sicherheitsanalyse generell
als ausreichend angesehen. Zum Teil gehen die beschriebenen Konzepte
auch über das konzeptionelle Stadium hinaus, weil beispielsweise für die Strecken-
280

und Schachtverschlüsse auf fortgeschrittene Planungen und zum Teil auf erprobte
Komponenten von Verschlussbauwerken in der Asse sowie im konventionellen
Salzbergbau zurückgegriffen werden kann /MÜL 12a/ und /MÜL 12b/. Bei der Vorbemessung
der Abdichtbauwerke wird in /MÜL 12a/ auch auf Qualitätssicherungsmaßnahmen
in Anlehnung an die in /CEN 09/ und /CEN 10/ geforderten Qualitätsanforderungen
eingegangen.
Die Durchführung von In-situ-Versuchen mit prototypischen Verschlussbauwerken
zum Nachweis der Funktionstüchtigkeit und der technischen Machbarkeit unter realen
Bedingungen wird in Anbetracht der Komplexität der Bauwerke und Prozesse
für erforderlich gehalten. Außerdem ergibt sich nach /MÜL 12b/ im Detail noch zu
verschiedenen Aspekten Forschungs- und Entwicklungsbedarf, der in Kapitel 7.2.2
spezifiziert wird. Insgesamt bleibt aber festzustellen, dass aus heutiger Sicht,
wenngleich der Nachweis der technischen Umsetzbarkeit der Verschlussmaßnahmen
noch aussteht, keine Gründe erkennbar sind, die maßgebliche Zweifel an der
technischen Umsetzbarkeit und der Funktionstüchtigkeit der im Vorhaben VSG
konzipierten Verschlussmaßnahmen, die schnellwirksamen technischen Barrieren
betreffend, hervorrufen.
Für den Salzgrusversatz als langfristig die Durchörterung der geologischen Barriere
abdichtendes Medium steht im Gegensatz zur Funktionstauglichkeit der (schnellwirkenden)
Verschlussbauwerke auch auf konzeptioneller Basis noch der Nachweis
aus, dass dieser tatsächlich innerhalb der oben erwähnten Zeiträume eine im Sinne
des Sicherheitskonzepts des Vorhabens VSG ausreichende Barrierenwirksamkeit
erreicht. Diesem Umstand ist die in Kapitel 6.1 dargestellte grundlegende Annahme
Nr. 4 geschuldet.
Ausschluss von Kritikalität gem. Abschnitt 7.2.4 /BMU 10a/
Gemäß den Vorgaben des Abschnitts 7.2.4 /BMU 10a/ ist nachzuweisen, dass sich
selbst erhaltende nukleare Kettenreaktionen unter Endlagerbedingungen in jedem Fall,
d. h. sowohl bei wahrscheinlichen als auch bei weniger wahrscheinlichen Entwicklungen
des Endlagersystems, ausgeschlossen sind. Als Indikator wurde im Nachweiskonzept
des Vorhabens VSG (vgl. Kap. 4.2.3) für den Kritikalitätsausschluss der Multiplikationsfaktor
k eff vorgegeben, der angibt, wie viele Neutronen im Verhältnis zu den vorher
vorhandenen Neutronen bei einem Kernspaltungsprozess entstehen. Eine Kritikalität
wird im Nachweiskonzept des Vorhabens VSG bei einem Multiplikationsfaktor
k eff < 0,95 ausgeschlossen /MÖN 12/. Im Vorhaben VSG wurden Untersuchungen zur
281

Kritikalität von Endlagerbehältern der Typen POLLUX ® und BSK–3 sowie (auf generischer
Basis) für Transport- und Zwischenlagerbehälter durchgeführt, wobei Brennelementtypen
und Spaltstoffgehalte zugrunde gelegt wurden, die für deutsche Anlagen als
repräsentativ angesehen werden. Die Dokumentation der Ergebnisse erfolgte in einem
Memorandum /KIL 12/ sowie zusammenfassend in /BOL 12/ und Kap. 5.2.4. Aus Konservativitätsgründen
wurde bei den Kritikalitätsrechnungen frischer Brennstoff unterstellt,
was rechnerisch zu einem um bis zu 0,25 höheren Wert des Multiplikationsfaktors
gegenüber der Berücksichtigung des vollen Abbrands führt. Im Hinblick auf
mögliche Langzeiteffekte wurden in den Kritikalitätsrechnungen ausgewählte Degradationsszenarien
wie Flutung des Behälterinnenraums mit Wasser bzw. Salzlösung, Verlust
des eingebauten Neutronenabsorbers oder Auflösung des Brennelementkorbes
modelliert. Aus den Kritikalitätsrechnungen ergab sich kein Szenarium der Rekritikalität,
für das Konsequenzenanalysen hätten durchgeführt werden müssen.
Im Ergebnis der durchgeführten Berechnungen zur Rekritikalität ist die Bildung einer
sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in einem Endlager im Steinsalz, d. h. in einem
chloridbasierten System auf Basis des Nuklidinventars eines einzelnen Endlagerbehälters
der Typen BSK-3, POLLUX ® -10 sowie bei der direkten Endlagerung von Transport-
und Zwischenlagerbehältern des Typs CASTOR ® mit bestrahlten LWR-
Brennstoffen, auszuschließen. Bei Abfällen aus Forschungs- und Prototypreaktoren
könnte je nach Behältertyp und Brennstoffart, v. a. CASTOR ® V/19 und
CASTOR ® MTR2, bei Annahme einer geeigneten Verfüllung von Behälterhohlräumen
der Nachweis der Unterkritikalität nach derzeitigem Stand der Forschung ggf. auch
ohne Berücksichtigung des Chlorids auf Basis von frischem Brennstoff geführt werden.
Für einige höher angereicherte Brennstoffe aus Forschungs- und Prototypreaktoren
kann − je nach Brennstoffart und explizitem Behälterkonzept − die Notwendigkeit einer
Umkonditionierung der Brennstoffe nicht ausgeschlossen werden, um Unterkritikalität
zu erreichen. Dies gilt insbesondere für die besonders reaktiven Brennstoffe der Reaktoren
FRM-II und KNK-II. Der entsprechende Forschungs- und Entwicklungsbedarf
wurde in /BOL 12/ ausgewiesen.
Anforderungen an die numerische Analyse des Langzeitverhaltens gem. Abschnitt 7.3
/BMU 10a/
Im Rahmen des Vorhabens VSG wurden Systemanalysen durchgeführt, namentlich
Integritätsanalysen zur geologischen Barriere /KOC 12/, Auslegungsrechnungen zu
den Verschlussbauwerken /MÜL 12a/, Rechnungen zur thermo-mechanischen Ausle-
282

gung der Endlagerkonzepte und Analysen zum Ausschluss der Kritikalität /BOL 12/
sowie die radiologische Konsequenzenanalyse /LAR 13/. Die Ergebnisse dieser Analysen
werden in den Kapiteln 5.2.1 bis 5.2.4 zusammenfassend beschrieben. Bei diesen
Systemanalysen wurden zu den Referenzszenarien umfangreiche deterministische
Rechnungen auf der Basis möglichst realitätsnaher Annahmen und Parameterbandbreiten
durchgeführt. Insbesondere durch die Ergebnisse der Integritätsanalysen zur
geologischen Barriere /KOC 12/ und der radiologischen Konsequenzenanalyse konnte
ein umfangreiches Systemverständnis gewonnen werden, auf das im Hinblick auf die
Qualität, Dauerhaftigkeit und Robustheit des Einschlussvermögens der konzipierten
Endlagersysteme zusammenfassend in den nachfolgenden Kapiteln eingegangen wird.
Analysen, die explizit auf die Mobilisierung solcher Radionuklide, die nicht mit dem
Abfall eingebracht wurden (natürliche Radionuklide), oder chemo-toxischer Verbindungen
abzielen, wurden im Vorhaben VSG nicht vorgenommen, da sich die Aufgabenstellung
des Vorhabens VSG allein auf die Freisetzung und den Transport der in den
Abfällen enthaltenen Radionuklide beschränkte. Aufgrund der Ergebnisse der Konsequenzenanalyse,
nach denen aufgrund des geringen Lösungsangebotes in Abfallnähe
keine Freisetzung von Radionukliden auf dem Lösungspfad aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich stattfindet, ist es aufgrund des Fehlens eines durchgängigen
Lösungspfades unwahrscheinlich, dass natürliche Radionuklide oder umweltrelevante
nicht-radioaktive Schadstoffe in gelöster Form aus dem einschlusswirksamen Gebirgsbereich
freigesetzt werden können.
Rechnungen zur Ableitung von Anforderungen an die Komponenten des Endlagersystems
und zur Optimierung der konzipierten Endlagersysteme fanden vor allem im
Rahmen der thermischen Auslegung der Endlagerkonzepte sowie der Verschlussbauwerke
hinsichtlich der optimalen Lage, Materialwahl und Abmessungen der Funktionselemente
(Dicht- und Filterelemente sowie Widerlager) statt. Weiterhin konnten durch
die Auswertung von What-if-Rechenfällen bei der radiologischen Konsequenzenanalyse
Empfehlungen zur Optimierung der Robustheit des Streckenlagerungskonzepts im
Hinblick auf den Einlagerungsort von Behältern mit verpressten Brennelement-
Strukturteilen abgeleitet werden. Im Hinblick auf die eingeschränkten Möglichkeiten zur
Optimierung im Rahmen des Vorhabens VSG wird auf die Anmerkungen zu Abschnitt
5.1 der Sicherheitsanforderung in Kapitel 6.2.1 verwiesen.
Im Rahmen der radiologischen Konsequenzenanalyse wurden umfangreiche Unsicherheits-
und Sensitivitätsanalysen auf deterministischer Basis durchgeführt. Durch
283

die Untersuchung des Einflusses der Parameter- und Datenungewissheiten auf die
Analyseergebnisse konnten die für den Lösungszutritt in die Einlagerungsbereiche
sensitiven Parameter ermittelt werden, auf die im Zusammenhang mit der vereinfachten
radiologischen Langzeitaussage (s. Kap. 6.2.3.3) eingegangen wird.
Die für den Lösungstransport wesentlichen Parameter und Daten wurden in Bandbreiten
variiert, die den wahrscheinlichen und weniger wahrscheinlichen Ausprägungen der
zu berücksichtigenden FEP entsprachen. Ihr Einfluss auf den Lösungstransport wurde
ermittelt. Die Analyseergebnisse wiesen allesamt rechnerische Freisetzungen von Radionukliden
aus, die praktisch gleich Null zu setzen sind (Kap. 6.2.3.3). Es wurden keine
Parameterkombinationen erkannt, die ein grundlegend anderes Systemverhalten
hätten erkennen lassen. Dies kann damit begründet werden, dass die den Lösungszutritt
verhindernden Schachtverschlüsse und Streckenverschlüsse über den Zeitraum,
der zum Volllaufen des Infrastrukturbereichs mit Lösung benötigt wird, voneinander
entkoppelte Systeme darstellen. In dieser Zeit hat der Versatz aufgrund seiner Kompaktion
eine ausreichende Dichtwirkung erreicht, so dass er die Dichtfunktion der Verschlüsse
übernehmen kann. Ein gleichzeitiges Versagen der Verschlusssysteme muss
nicht unterstellt werden. Jedes Verschlussbauwerk (Schachtverschluss, Streckenverschluss)
ist so bemessen, dass ein Lösungszutritt in die Einlagerungsbereiche während
der Volllaufzeit des Infrastrukturbereichs nicht zu besorgen ist und die rechnerische
Freisetzung von Radionukliden hieraus praktisch Null ist. Dabei wurden in den
deterministischen Unsicherheitsanalysen die die Verschlussbauwerke charakterisierenden
Parameter in ihren Bandbreiten variiert. Aus den Analyseergebnissen konnte
aufgrund der entkoppelten Systeme Schacht- Streckenverschlüsse gefolgert werden,
dass weitere probabilistische Unsicherheitsanalysen in der Bandreite der vorgenommenen
Parametervariationen für das Endlagermodell keine zusätzlichen Erkenntnisse
liefern würden.
Für eine Freisetzung von gasförmigen Radionukliden aus den Abfällen in der frühen
Nachverschlussphase konnte sowohl für das Referenzszenarium als auch für die Alternativszenarien
der vereinfachte Nachweis nur dann geführt werden, wenn für die
endgelagerten (verpressten) Strukturteile eine Einlagerung in technisch gasdichten
Behältern unterstellt wird. Andernfalls wird die Bemessungsgröße RGI in der frühen
Nachverschlussphase in allen Rechenfällen überschritten. Als sensitive Parameter und
Prozesse, zu denen gleichzeitig signifikante Ungewissheiten bestehen, wurden identifiziert:
284

die Restfeuchtemengen in den Abfallbehältern,
der zeitliche Ablauf der Korrosionsprozesse sowie
die Mobilisierungsmechanismen der instant release fraction (IRF) aus den Brennelement-Strukturteilen.
Aufgrund der Ungewissheiten zu diesen Aspekten wird die Durchführung von probabilistischen
Unsicherheitsanalysen erst dann für zielführend gehalten, wenn sich die im
Vorhaben VSG vorhandenen Unkenntnisse über die ablaufenden Prozesse durch zukünftige
Forschungsergebnisse soweit reduzieren lassen, dass realitätsnahe Parameterbandbreiten
vorliegen, da andernfalls die probabilistischen Rechenergebnisse den
Charakter der Beliebigkeit aufweisen.
Modellungewissheiten wurde im Vorhaben VSG bei den Integritätsanalysen und der
radiologischen Konsequenzenanalyse durch den Einsatz diversitärer Rechenprogramme
und –modelle sowie durch Qualifizierungsmaßnahmen /KOC 13/ begegnet. Für die
radiologische Konsequenzenanalyse wurde für den Lösungspfad ein der vereinfachten
radiologischen Langzeitaussage nach /BMU 10a/ zugrunde liegendes Expositionsmodell
und für die Analyse der radiologischen Konsequenzen bei der Radionuklidfreisetzung
über den Gaspfad ein zum Lösungstransport adäquates Verfahren entwickelt.
Anforderungen an die Qualität der Standortdaten gem. Abschnitt 7.7 /BMU 10a/
Aus den im Zusammenhang mit der Sicherheitsanforderung, Abschnitt 7.2, unter dem
Aspekt b) genannten Gründen wird davon ausgegangen, dass Qualität und Umfang
der Standortdaten, trotz der Tatsache, dass diese im Wesentlichen in den 1990er Jahren
unter Nutzung von Erkundungsmethoden, die inzwischen weiterentwickelt wurden,
für die Zwecke einer ersten, prototypischen Sicherheitsanalyse ausreichen. Von daher
lagen für die Sicherheitsanalyse Standortdaten in ausreichendem Umfang und ausreichender
Qualität vor, wobei im Hinblick auf die untertägige Teilerkundung auf die in
Kapitel 6.1 aufgeführten grundlegenden Annahmen verwiesen wird. Weitergehende
Forderungen des Abschnittes 7.7 /BMU 10a/ zielen auf Maßgaben, die im Rahmen von
Genehmigungsverfahren umzusetzen sind ab, die angesichts der Aufgabenstellung
des Vorhabens VSG hier nicht relevant sind.
285

Untersuchung nicht-radiologischer Umwelteinflüsse gem. Abschnitt 7.9 /BMU 10a/
Gemäß dieser Vorgabe ist zu untersuchen,
1. ob im Endlagersystem natürlich auftretende radioaktive, grundwasser- oder bodenrelevante
Stoffe infolge der Maßnahme der Endlagerung, z. B. wegen veränderter
geochemischer Bedingungen mobilisiert werden können, bzw.
2. inwieweit die hydrogeologische Situation im Deckgebirge aufgrund der Wärmeleistung
der eingelagerten Abfälle in sicherheitsrelevantem Umfang verändert werden
kann.
Da sich die Aufgabenstellung des Vorhabens VSG allein auf die Freisetzung und den
Transport der aus den Abfällen stammenden Radionuklide beschränkte, wurde der
Aspekt a) nicht explizit untersucht. Aus den im Zusammenhang mit der Sicherheitsanforderung
S 7.3 genannten Gründen ist es nach den im Rahmen der radiologischen
Konsequenzenanalyse erzielten Ergebnissen unwahrscheinlich, dass natürliche Radionuklide
oder umweltrelevante nicht-radioaktive Schadstoffe aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich in gelöster Form freigesetzt werden können.
Im Zuge der thermischen Auslegung der Endlagerkonzepte (Varianten B1 und C) wurden
auch die Temperaturerhöhungen, die aus der Einlagerung wärmeentwickelnder
radioaktiver Abfälle resultieren, für den Bereich des Salzspiegels bestimmt. Als Auswertepunkt
für den Salzspiegel wurde der Punkt ausgewählt, der rechnerisch das
höchste Temperaturniveau erreicht. Bei einer Ausgangstemperatur von ca. 24,6 °C
errechnete sich im Fall der Streckenlagerung eine maximale Erwärmung am Salzspiegel
von 9 K auf ca. 33,5 °C und im Fall der Bohrlochlagerung um 8 K auf ca. 32,5 °C
(Abb. 6.1). Im Rahmen der Integritätsanalysen wurde für das Streckenlagerungskonzept
(Variante B1) eine maximale Temperaturerhöhung am Salzspiegel von 6 K
/KOC 12/ errechnet.
286

Temperatur [ °C ]
110
100
90
80
70
60
50
40
30
Salzspiegel
max. Erwärmung
Teufe 1025 unter GOK
50m zur proj. Umfahrung
Ost3.1N (DWR)
Ost2.1 (CSD-V)
Ost1, NE-Ecke
20
10 100 1000 10000
Zeit nach Einlagerungsbeginn [ a ]
Abb. 6.1
Zeitlicher Verlauf der Temperatur im Abstand von 50 m zur Umfahrung und
am Salzspiegel für das Streckenlagerungskonzept (links) und das
Bohrlochlagerungskonzept (rechts), aus /BOL 12/
Infolge dieser Temperaturerhöhungen ist es aus hydraulischen Gründen nicht auszuschließen,
dass sich oberhalb des Salzspiegels thermo-induzierte Konvektionsströmungen
ausbilden. Es wird davon ausgegangen, dass sich diese Effekte auf den
salzspiegelnahen Bereich beschränken; eine Beeinflussung des gesamten hydrogeologischen
Deckgebirges ist aufgrund der begrenzten Temperaturerhöhungen jedoch
unwahrscheinlich. Eine genaue Klärung der Auswirkungen kann jedoch nur mit Hilfe
einer Grundwasserströmungsmodellierung für das Deckgebirge erfolgen. Da im Sicherheitskonzept
des Vorhabens VSG dem Deckgebirge keine rückhaltenden oder
konzentrationsmindernden Sicherheitsfunktionen zugeschrieben wurden, wurde keine
Modellierung der hydrogeologischen Situation im Deckgebirge vorgenommen.
Bezüglich wasserrechtlicher Aspekte ist anzumerken, dass keine bundes- oder europaweiten
allgemeingültigen Grenzkriterien für einen maximal zulässigen Wärmeeintrag
in das Grundwasser existieren. Diese werden zum Beispiel im Fall der Zulassung von
grundwassergespeisten Kühlanlagen auf kommunaler Ebene, d. h. durch die unteren
Wasserbehörden, für den Einzelfall unter Berücksichtigung der lokalen hydrogeologischen
Verhältnisse und der jeweiligen Grundwassernutzungssituation festgelegt. Aus
den oben genannten Gründen kann auf der Basis der Ergebnisse des Vorhabens VSG
keine Aussage zur Erfüllung der Vorgaben des Abschnitts 7.9 /BMU 10a/ gemacht
werden. Generell wird eine Präzisierung der mit Abschnitt 7.9 verbundenen Forderungen
von regulatorischer Seite, insbesondere was die maximal zulässige Erwärmung
von Grundwasservorkommen anbetrifft, für erforderlich gehalten.
287

Fazit:
Aus den im vorangegangenen dargelegten Gründen wird davon ausgegangen, dass
die Anforderungen an die langzeitsicherheitsgerichteten Nachweise, soweit diese den
dauerhaften Einschluss der aus den Abfällen stammenden Radionuklide betreffen, auf
konzeptioneller Basis umgesetzt wurden. Ergänzend ist folgendes anzumerken:
Nicht explizit untersucht wurde die Mobilisierung natürlicher Radionuklide und sonstiger
Schadstoffe, da dieser Aspekt nicht im Fokus der Aufgabenstellung des Vorhabens
VSG lag. Angesichts der Ergebnisse der radiologischen Konsequenzenanalyse ist es
jedoch unwahrscheinlich, dass diese Stoffe in gelöster Form aus dem einschlusswirksamen
Gebirgsbereich freigesetzt werden.
Die Einhaltung des radiologischen Bewertungskriteriums RGI kann nach heutigem
Stand der Kenntnisse und der im Vorhaben VSG durchgeführten Modellierung im Fall
der Freisetzung von Radionukliden aus Behältern für Brennelement-Strukturteile erst
dann geführt werden, wenn
eine technische Gasdichtigkeit der Behälter über einige hundert Jahre unterstellt
werden kann und /oder
aufgrund von zuverlässigen Daten ggf. in Verbindung mit entsprechenden Konditionierungsmaßnahmen
deutlich geringere Restfeuchtegehalte in den Abfallgebinden
angesetzt werden können und/oder
sich die bei der modellhaften Beschreibung der Mobilisierungsmechanismen der
IRF in den Brennelement-Strukturteilen notwendigerweise angesetzten Konservativitäten
durch zukünftige Forschungsergebnisse wirkungsvoll reduzieren lassen.
Es besteht kein Zweifel, dass der noch ausstehende Nachweis zur Filterstabilität der
Bentonit-Dichtelemente in den Schachtverschlüssen zukünftig geführt werden kann.
Die zusammenfassenden Aussagen am Ende des Kapitels 6.2.1 zum Forschungs- und
Entwicklungsbedarf bei den im Vorhaben VSG projektierten Verschlusskonzepten und
zum langfristigen Kompaktionsverhalten von Salzgrusversatz gelten hier gleichermaßen,
ebenso wie die Einschränkungen zur Durchführung von Optimierungsmaßnahmen
im Vorhaben VSG.
288

Die Datenlage zu den geologischen Verhältnissen am Standort wird für die Zwecke
einer prototypischen Sicherheitsanalyse generell als ausreichend angesehen, auch
wenn sich bei einigen, vor Beginn des Moratoriums eingesetzten Erkundungsmethoden
der Stand von Wissenschaft und Technik bis heute weiterentwickelt hat. Im Hinblick auf
die Konsequenz der untertägigen Teilerkundung wird auf die Vorbehalte Nr. 1. – 3. in
Kapitel 6.1 hingewiesen.
6.2.3 Anforderungen an Qualität, Dauerhaftigkeit und Robustheit des Einschlussvermögens
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
Die Vorgaben der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/, die den sicheren und nachsorgefreien
Einschluss der Radionuklide betreffen, sind in Tab. 6.3 aufgelistet. In diesem
Kapitel wird die konzeptionelle Erfüllung der in Tab. 6.3 genannten Forderungen
diskutiert bzw. die Einhaltung vorgegebener Kriterien überprüft. Aus Gründen der Übersichtlichkeit
und zur Vermeidung von Wiederholungen erfolgt dies summarisch entlang
des im Vorhaben VSG entwickelten Systems gestaffelter Barrieren im Hinblick auf die
Aspekte Einschlussqualität und -dauerhaftigkeit sowie Robustheit. Als Robustheit werden
nach /BMU 10a/ die Zuverlässigkeit und Qualität und somit die Unempfindlichkeit
der Sicherheitsfunktionen des Endlagersystems und seiner Barrieren gegenüber inneren
und äußeren Einflüssen und Störungen sowie die Unempfindlichkeit der Ergebnisse
der Sicherheitsanalyse gegenüber Abweichungen von den zugrunde gelegten Annahmen
bezeichnet.
289

Tab. 6.3
Vorgaben zum sicheren und nachsorgefreien Einschluss der Radionuklide
im einschlusswirksamen Gebirgsbereich, nach /BMU 10a/
Abschnitt
/BMU 10a/ 1)
Anforderung
Anmerkung
SP 4.1
Konzentration/Einschluss im einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
Globalanforderung
SP 4.2 Geringfügigkeit der Radionuklid-Freisetzungen Globalanforderung
SP 4.6
S 6.1
S 6.2
S 6.3
Nachsorgefreiheit
Anforderungen an die Einschlusseigenschaften
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
Bewertungskriterien wahrscheinliche Entwicklungen
Bewertungskriterien weniger wahrscheinliche
Entwicklungen
i.S. der Vorgaben SP 4.1 und
SP.4.2 (Einschluss/Geringfügigkeit
der
Freisetzungen)
Dosisorientiertes Bewertungskriterium
Dosisorientiertes Bewertungskriterium
S 6.4 unwahrscheinliche Entwicklungen Optimierungsprüfung
S 7.2.1
Langzeitaussage zur Integrität des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
i.S. des Erhalts des Einschlussvermögens
über den
Nachweiszeitraum
S 7.2.2 Radiologische Langzeitaussage ggf. vereinfachte radiologische
Langzeitaussage
S 7.2.3
Nachweis der Robustheit geotechnischer Komponenten
i.S. des Einschlussvermögens
und dessen Dauerhaftigkeit
S 7.2.4 Nachweis des Kritikalitätsausschlusses I.S. des Erhalts des Einschlussvermögens
über den
Nachweiszeitraum
S 8.2
S 8.3
S 8.5
Minimierung der Durchörterung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs, gebirgsschonendes
Auffahren
Tiefenlage des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs,
Abstand zu Störungen
Gliederung in Einlagerungsbereiche, zügige Beladung,
Verfüllung und Verschluss
i.S. der Schonung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
i.S. der Schonung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs
S 8.7 Multibarrierensystem i.S. des Einschlussvermögens
1)
SP: Sicherheitsprinzipien (Abschn. 4 /BMU 10a/); S: Sicherheitsanforderung (Abschn. 5 ff.
/BMU 10a/)
290

6.2.3.1 Einschlussqualität des Multibarrierensystems
a) Einschlusswirkung der geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs:
Die Einschlussqualität der geologischen Barriere wird durch die Eigenschaften des
Hauptsalzes (z2HS) im Kernbereich der Salzstruktur, die Einlagerungsbereiche mit
einer Mächtigkeit von einigen Zehner Metern umgebend, charakterisiert. Nach den
Ergebnissen der bisherigen Erkundung weist das Hauptsalz in der Umgebung der konzipierten
Endlagerbergwerke folgende einschlusswirksame Merkmale auf:
Aus den in /WEB 13/ dargestellten bisherigen Erkundungsergebnissen und geomechanischen
Überlegungen, die im Ergebnis in Kapitel 5.1.3 zusammengefasst
sind, wird das Auftreten von hydraulisch wirksamen Kluftvorkommen, Störungen
oder Lösungseinschlüssen mit Volumina im Kubikmeterbereich als unwahrscheinlich
angesehen. Dass einzelne Klüfte im Übergangsbereich des Hauptsalzes zu
den Gesteinen der Leine-Serie wenige Meter in das Hauptsalz hineinreichen können,
wurde bei der Bemessung des Sicherheitsabstandes berücksichtigt.
Aufgrund der Abwesenheit von potenziellen Wasserwegsamkeiten sowie makroskopischen
Lösungs- und Gasvorkommen und eines hohen Rekristallisationsgrads
im Kernbereich der Salzstruktur kann von sehr geringen Permeabilitäten des
Hauptsalzes in der Größenordnung von 10 -21 m² für die geologische Barriere in der
Umgebung der konzipierten Endlagerbergwerke ausgegangen werden, womit praktisch
eine Dichtheit gegenüber Gasen und Lösungen gegeben ist.
Das Hauptsalz weist mit Konvergenzraten von bis zu 7 mm/(m•a) günstige Kriecheigenschaften
auf, die zu einem schnellen Hohlraumverschluss führen.
Die Volumina der vorwiegend im Bereich des Knäuelsalzes auftretenden, fein dispers
verteilten Kohlenwasserstoffe sind zu gering, als dass nach dem im Vorhaben
VSG gewonnenen Kenntnisstand von einer Beeinträchtigung der Barrierenwirkung
des Hauptsalzes durch hydromechanische Prozesse ausgegangen werden müsste.
Diese Aussage ist jedoch noch durch entsprechende Laborversuche zum geomechanischen
und geochemischen Einfluss der Kohlenwasserstoffe endgültig zu belegen.
Bezüglich des Abstandes der Einlagerungsbereiche zu geologischen Störungen kann
aus heutiger Sicht auch die Forderung in Abschnitt 8.6 der Sicherheitsanforderungen
als erfüllbar angesehen werden. Aufgrund der nicht abgeschlossenen untertägigen
291

Erkundung stehen diese Aussagen unter den in Kapitel 6.1 unter Nr. 1. – 3. aufgeführten
Vorbehalten, insbesondere was die Übertragbarkeit der bisher im Erkundungsbereich
EB1 erzielten Ergebnisse auf die gesamten für die Realisierung der konzipierten
Endlagerkonzepte erforderlichen Hauptsalzvolumina angeht.
Da der geologischen Barriere aus heutiger Sicht eine im Sinne der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ hohe Einschlussqualität zugeschrieben werden kann und überdies
durch die Integritätsanalysen auch der dauerhafte Erhalt dieser Eigenschaften belegt
werden konnte (s. u.), konzentrierte sich die im Vorhaben VSG durchgeführte radiologische
Konsequenzenanalyse auf die Einschlussqualität der technischen Verschlusssysteme.
b) Einschlussqualität des technischen Verschlusssystems (schnellwirkende Verschlussbauwerke,
Infrastrukturbereich und Salzgrusversatz)
Die Ausgestaltung des im Vorhaben VSG konzipierten Verschlusssystems wird einschließlich
der entsprechenden ingenieurtechnischen Nachweise für die schnellwirkenden
Verschlussbauwerke ausführlich in /MÜL 12a/ und /MÜL 12b/ und zusammenfassend
in Kapitel 5.1.4 bzw. Kapitel 5.2.2.2 beschrieben. Die Einschlusswirksamkeit
dieses technischen Verschlusssystems gründet auf den vier unten genannten Komponenten,
die hintereinander gestaffelt einen Zutritt externer Lösungen zu den Einlagerungsbereichen
verhindern sollen. Ein weiteres Auslegungsziel war die Minimierung
radiologischer Konsequenzen einer potenziellen Freisetzung gelöster Radionuklide aus
den Einlagerungsbereichen über das Deckgebirge in die Biosphäre. Letztere Sicherheitsfunktion,
die zum Beispiel durch die Konzeption der Langzeitdichtung im Schachtverschluss
(vgl. Kap. 5.1.4.4) realisiert wurde, wurde aufgrund der Ergebnisse der radiologischen
Konsequenzenanalyse nicht beansprucht, da bei keinem Szenarium ein
Auspressen von Lösungen über den Infrastrukturbereich von unten in die Schachtverschlüsse
innerhalb deren Funktionszeitraums errechnet wurde.
Es bestehen folgende sicherheitskonzeptionelle Anforderungen an die einzelnen Komponenten
des technischen Verschlusssystems:
Die Schacht- und Streckenverschlüsse haben sicherheitskonzeptionell die Aufgabe,
als schnellwirksame Verschlusskomponenten den Zutritt von Deckgebirgs- und Nebengebirgslösungen
so lange von Richtstrecken und Einlagerungsbereichen fernzuhalten,
bis eine ausreichende Dichtwirkung des Salzgrusversatzes unterstellt
werden kann (vgl. Kap. 4.1.1).
292

Der mit Schotter verfüllte Infrastrukturbereich dient in Unterstützung der sicherheitskonzeptionellen
Anforderungen an die Verschlusssysteme als druckbrechendes
Speicherglied, das den Lösungszutritt über die Streckenabdichtungen verzögert.
Hierdurch wird im Sinne einer zusätzlichen Robustheitssteigerung des
Verschlusssystems ein Zeitgewinn realisiert, der auch im Fall des nicht auslegungskonformen
hydraulischen Verhaltens des Schachtverschlusssystems sicherstellen
soll, dass Lösungszutritte so lange von den Einlagerungsbereichen ferngehalten
werden, bis eine ausreichende Dichtwirkung des Salzgrusversatzes
unterstellt werden kann.
Der Salzgrusversatz soll nach weitgehender Kompaktion eine Dichtwirkung annehmen,
die im Verbund mit der geologischen Barriere den dauerhaften Einschluss
der Radionuklide bewirkt. Er ersetzt langfristig damit die schnellwirkenden technischen
Abdichtbauwerke.
Der Beitrag der technischen Verschlusssysteme zur Einschlusswirksamkeit des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs lässt sich zusammenfassend auf der Basis der
Ergebnisse der radiologischen Konsequenzenanalyse folgendermaßen charakterisieren:
Erst nach der vollständigen Auffüllung des Porenraums des Infrastrukturbereiches
mit Lösungen aus dem Deckgebirge steht durch die durchgehende hydraulische
Anbindung an das Deckgebirge an den Streckenverschlüssen ein hydrostatischer
Fluiddruck an. Erst dann könnten entsprechende Lösungsmengen über die Streckenverschlüsse
in die Richtstrecken transportieren werden. Der früheste Zeitpunkt
einer solchen hydraulischen Anbindung an das Deckgebirge wird im Alternativszenarium
Schachtverschlussversagen (Erhöhung der Permeabilität der Dichtelemente
beider Schächte integral auf 1·10 -15 m 2 ) gemäß den in /LAR 13/ dokumentierten
Rechenergebnissen mit 1100 Jahren errechnet. Auch bei Annahme des unwahrscheinlichen
Szenariums, bei der ein instantanes Versagen der Dichtelemente in
beiden Schächten mit einer angesichts ihrer technischen Auslegung unrealistisch
erhöhten Permeabilität von 1·10 -14 m 2 in einem What-if-Rechenfall unterstellt wird,
beträgt die Auffüllzeit für den Infrastrukturbereich 170 Jahre und führt bei schneller
Kompaktion zu keinem erhöhten Lösungszutritt aus dem Infrastrukturbereich zu
den wärmeentwickelnden Abfällen.
Der angefeuchtete Salzgrusversatz in den an die Streckenverschlüsse angrenzenden
Richtstrecken benötigt selbst unter der ungünstigen Annahme einer „langsa-
293

men“ Kompaktionsgeschwindigkeit und unter Vernachlässigung des kompaktionsbegünstigenden
Wärmeeintrages (Rechenfall PV-R1 zum Referenzszenarium und
PV-A1 zum Alternativszenarium Schachtverschlussversagen) maximal 610 Jahre,
um bis zu einer Restporosität von 1 % zu kompaktieren. Da nach heutigem Kenntnisstand
/POP 12/ bei dieser geringen Porosität keine zusammenhängenden Porenräume
mehr zu unterstellen sind, findet kein lösungsgetragener Radionuklidtransport
mehr statt. Somit werden auch keine Radionuklide über den Lösungspfad
freigesetzt.
Im Fall des Referenzszenariums, welches die wahrscheinliche Entwicklung des
Endlagersystems und die wahrscheinlichen Parameterausprägungen charakterisiert
(Rechenfall R1), stellt sich das robuste Zusammenspiel zwischen technischen
Verschlussbauwerken und Salzgrusversatz noch deutlicher dar. So kann das
Schachtverschlusssystem bei Annahme einer auslegungskonformen Funktion einen
Zulauf von Lösung über die Streckenverschlüsse bis zum Ende des Funktionszeitraums
von 50.000 Jahren nahezu vollständig unterbinden. Da danach keine Anforderungen
mehr an den Schachtverschluss gestellt werden, wurde in den
Modellrechnungen ab diesem Zeitpunkt durch eine Permeabilitätserhöhung der
Funktionselemente jeweils um den Faktor 1.000 ein Schachtverschlussversagen
unterstellt. Im Ergebnis bedarf es hiernach weiterer 1.000 Jahre, bis der Infrastrukturbereich
vollständig lösungserfüllt ist und der hydraulische Druckaufbau an den
Streckenverschlüssen beginnt.
Zu diesem Zeitpunkt (d. h. nach der Funktionszeit der Verschlüsse) hat nach den
Rechenergebnissen der Salzgrusversatz in den versetzten Strecken bereits seine
Dichtwirkung angenommen. In den Querschlägen und den Einlagerungsstrecken
des Ostflügels mit wärmeentwickelnden Abfällen (Kompaktionsansatz für die Salzgruseigenschaften
„trocken, heiß“) wird eine Restporosität von 1 % bereits nach ca.
100 Jahren erreicht. Im künstlich angefeuchteten Versatz der Richtstrecken Nord
und Süd, die direkt an wärmeentwickelnde Einlagerungsstrecken (Kompaktionsansatz
„feucht, warm“) angrenzen, wird diese Restporosität nach ca. 160 Jahren, in
den Richtstrecken, die keiner oder nur sehr geringer Wärmezufuhr ausgesetzt sind
(Kompaktionsansatz „feucht, kalt“,) nach ca. 250 Jahren erreicht. Im Bereich der
vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle (Kompaktionsansatz „trocken, kalt“),
ist der Salzgrusversatz nach ca. 615 Jahren bis zur Restporosität kompaktiert.
Zusammenfassend kann in Bezug auf die in Abschnitt 8.7 in /BMU 10a/ gestellten Anforderungen
festgestellt werden (unter dem Vorbehalt, dass sich die in Kapitel 6.1 ge-
294

nannte vierte grundlegende Annahme zum Kompaktionsverhalten des Salzgrusversatzes
zukünftig als zutreffend erweist und dass die Nachweise für die Verschlussbauwerke
komplett geführt werden können), dass
das Einschlussvermögen der konzipierten Endlagersysteme auf verschiedenen
gestaffelten (diversitären) Barrieren beruht, die unterschiedliche Sicherheitsfunktionen
aufweisen. Diese sind einerseits der Einschluss der Radionuklide durch hohen
hydraulischen Widerstand der Dichtelemente in den Verschlussbauwerken, des
Steinsalzes der geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
und (nach weitgehendem Abschluss der Kompaktion) des Salzgrusversatzes und
andererseits die Lösungszutrittsverzögerung durch den Infrastrukturbereich,
aufgrund der Salzgruskompaktion eine ausreichende Dichtwirkung des Versatzes
immer im Funktionszeitraum der Verschlussbauwerke erreicht wird. Diese Wirkung
ist bei allen untersuchten Szenarien gegeben, wobei die Überschneidung der Wirkzeiträume
mehr oder weniger ausgeprägt ist. Die zeitlichen Überlappungen im Zusammenwirken
der Verschlusskomponenten führen dazu, dass diese zeitweise in
Bezug auf die Einschlusswirkung redundant und bezüglich ihrer Materialien diversitär
wirken;
das Barrierensystem so robust konzipiert ist, dass es seine Funktionstüchtigkeit
auch dann beibehält, wenn einzelne Barrieren nicht ihre volle Wirkung entfalten
(Schachtverschlussversagen, Streckenverschlussversagen);
das Barrierensystem passiv und wartungsfrei konzipiert ist, wodurch in Übereinstimmung
mit dem in Abschnitt 4.6 in /BMU 10a/ festgelegten Sicherheitsprinzip
nach Verschluss des Endlagers keine Eingriffe oder Maßnahmen zur Gewährleistung
des Einschlussvermögens des Barrierensystems erforderlich sind.
Das oben skizzierte Systemverhalten wurde in den Rechnungen auf der Grundlage der
Einlagerungsvariante AB1 (Streckenlagerung) ermittelt. Es kann aber hinsichtlich seiner
Einschlusswirkung durch Analogieschlüsse auch auf die anderen Einlagerungsvarianten
(AB2: Einlagerung von Transport- und Lagerbehältern sowie AC (Bohrlochlagerung)
übertragen werden. Hintergrund hierfür ist, dass die geometrische Anordnung
des Systems Schachtverschlüsse Infrastrukturbereich Streckenverschlüsse
angrenzende salzgrusversetzte Richtstrecken für alle drei Einlagerungsvarianten identisch
konzipiert wurde.
295

6.2.3.2 Erhalt der Einschlusswirksamkeit des Multibarrierensystems (Dauerhaftigkeit)
Die einzelnen Komponenten des konzipierten Barrierensystems unterliegen in ihren
jeweiligen Wirkzeiträumen einer Reihe von Einwirkungen, die sowohl aus natürlichen
Ereignissen und Prozessen resultieren, die auch ohne die Existenz eines Endlagers
am Standort ablaufen würden, als auch solchen, die mit der Einlagerung der radioaktiven
Abfälle ursächlich verbunden sind.
1. Natürliche Prozesse:
Es ist davon auszugehen, dass zukünftig natürliche Prozesse und Ereignisse auf das
Endlagersystem einwirken, die im Grundsatz das Potenzial haben, den einschlusswirksamen
Gebirgsbereich in seiner Einschlusswirksamkeit zu beeinträchtigen. Hierzu gehören
zum einen folgende natürliche Vorgänge, die nicht primär klimainduziert sind:
Hebung/Senkung: Für den Standort Gorleben wurden für den Zeitraum nach dem
Oligozän mittlere Senkungsraten von 0,01 mm/a ermittelt /MRU 11/ (s. a. Anhang
A.4). Dies entspricht einer Gesamtabsenkung von 10 m im gesamten Nachweiszeitraum.
Aufgrund der Subsidenz des norddeutschen Raumes ist eine langfristige
erosive Freilegung des Einlagerungshorizonts auszuschließen. Umgekehrt sind die
Senkungsraten so gering, dass eine Ablagerung mächtiger Sedimentschichten, die
aufgrund der Auflast zu einer Reaktivierung salztektonischer Prozesse führen könnte,
ebenfalls auszuschließen ist.
Neotektonische Vorgänge: Aufgrund der plattentektonischen Lage Norddeutschlands
ist nach /MRU 11/ für den Nachweiszeitraum nicht mit einer Änderung des
heutigen tektonischen Spannungsbildes und hieraus ggf. resultierenden endogenen
Prozessen wie z. B. Magmatismus, Grabenbildung oder Gesteinsmetamorphose zu
rechnen.
Erdbeben: Nach der seismischen Prognose wurde für den Standort Gorleben ein
Bemessungserdbeben mit einer Intensität von 7,3 (MSK) zugrunde gelegt, welches
als Basis für die Auslegung der Verschlussbauwerke, insbesondere für die Prognose
der Setzung von Filterschichten und Schottersäulen der Schachtverschlussbauwerke,
diente /MÜL 12a/, /MÜL 12b/. Die Auswirkung des Bemessungserdbebens
wurde ebenfalls bei den Integritätsanalysen zur geologischen Barriere untersucht.
Im Ergebnis der hydromechanischen Berechnungen zeigte sich, dass selbst dann,
296

wenn der Eintrittszeitpunkt des Erdbebens mit dem Zeitpunkt der maximalen Dilatanzbeanspruchung
der Salzstruktur infolge der Zerfallswärme (30 Jahre nach Endlagerverschluss)
zusammenfällt, die zusätzlichen dilatanten Bereiche nur bis maximal
30 m Tiefe unterhalb des Salzspiegels reichen. Eine seismische
Beeinträchtigung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs in einer Tiefe von über
800 m ist dagegen nicht zu erwarten.
Diapirismus und Halokinese: Im Rahmen der geowissenschaftlichen Langzeitprognose
wurden – obwohl zukünftig mit einer weiteren Abschwächung des Diapirismus
zu rechnen ist – die für den Zeitraum seit Miozän ermittelten durchschnittlichen
Aufstiegsraten von 0,07 mm/a (für eine Tiefe von 800 – 900 m) bzw.
0,02 mm/a (salzspiegelnah) in /MRU 11/ angesetzt. Dies bedeutet, dass innerhalb
des Nachweiszeitraums eine Anhebung des Einlagerungshorizonts von maximal
70 m erfolgen könnte. Aufgrund der Tiefenlage der Einlagerungsbereiche kann eine
Erosion des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs ausgeschlossen werden.
Subrosion: In /MRU 11/ werden zukünftige Ablaugungsraten von 0,05 bis
0,1 mm/a angesetzt. Hierbei wurden kaltzeitliche Einwirkungen und Auswirkungen
der Tiefenlage des Salzspiegels mit berücksichtigt. Bezogen auf den gesamten
Nachweiszeitraum bedeutet dies, dass maximal 100 m Salzgestein unterhalb des
heutigen Salzspiegels abgelaugt werden können. Eine Beeinträchtigung des über
800 m tief gelegenen einschlusswirksamen Gebirgsbereichs durch Subrosion ist
damit auszuschließen. Gleiches gilt für das im Vorhaben VSG betrachtete Alternativszenarium
A1i9, bei dem eine Verdopplung der Subrosionstiefe auf insgesamt
200 m unterstellt wurde (Abb. 6.2).
Erosion: Aufgrund der tektonischen Ruhe, des weitgehend ausgeglichenen Reliefs
sowie der langfristigen Subsidenz der norddeutschen Tiefebene sind zukünftig keine
nennenswerten nicht-glazigenen Erosionsraten zu erwarten. Eine Freilegung
oder sonstige Beeinträchtigung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs durch
flächenhafte oder lineare (fluviatile) Erosion ist daher nicht zu erwarten.
Korrosiver Angriff von Lösungen und mechanische Einwirkungen auf die
Schachtabdichtbauwerke: Das Schachtverschlusssystem wurde durch die Materialwahl
sowie durch die Abmessungen und Anordnung der Dichtelemente aus den
in Kapitel 5.1.4.4 genannten Gründen robust gegenüber einem korrosiven Angriff
durch Lösungen ausgelegt. Dabei wurden sämtliche Lösungszusammensetzungen
berücksichtigt, die aus hydrochemischer Sicht mit den Verschlussbauwerken in
297

Kontakt kommen können. Entsprechendes gilt für die mechanischen Einwirkungen,
die während des Funktionszeitraums zu erwarten sind (Kap. 5.2.2.2). Daher ist ein
integrales Versagen aller Dichtelemente und damit des gesamten Schachtverschlusssystems
innerhalb des Funktionszeitraumes als unwahrscheinlich anzusehen.
Dennoch wurde dieser Fall als Alternativszenarium bei den Modellrechnungen
innerhalb der radiologischen Konsequenzenanalyse untersucht.
Zum anderen haben weitere Ereignisse und Prozesse ihre Ursachen in den zu unterstellenden
zukünftigen klimatischen Entwicklungen am Standort. Im Vorhaben VSG
wurden neben Permafrostbedingungen mehrmalige kaltzeitliche Inlandeisüberfahrungen
mit Eisauflast unterschiedlicher Mächtigkeit und glazialer Rinnenbildung unterstellt.
Permafrost: Langfristige Einwirkungen tiefer Temperaturen, die Permafrostbedingungen
entsprechen, führen nach den Ergebnissen der Integritätsanalysen zu
thermischen Kontraktionen, die Verformungen der Salzstruktur in Form von Vertikalverschiebungen
um ca. 2 m induzieren. Diese werden langfristig wieder abgebaut.
Zugbeanspruchungen im Bereich des Salzspiegels sind dagegen nicht nachweisbar,
weder Fluiddruck- noch Dilatanzkriterium werden verletzt. Eine
Beeinträchtigung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs kann ausgeschlossen
werden.
Inlandvereisung: Sowohl im Fall der Gletscherrandlage des Standortes als auch
bei seiner vollständigen Bedeckung durch einen 700 bis 1500 m mächtigen Inlandeisgletscher
nimmt nach den Ergebnissen der Integritätsanalysen die Druckbeanspruchung
unterhalb des Gletschers aufgrund der Auflast signifikant zu, was zu einer
vertikalen Stauchung der Salzstruktur und horizontalen Dehnungen jeweils im
Meterbereich führt. Zugbeanspruchungen im Bereich des Salzspiegels, die zur Verletzung
der Integritätskriterien führen, wurden nicht errechnet. Erst nach Rückzug
des Gletschers treten in der nachfolgenden Warmzeit infolge der mechanischen
Entlastung flächenhafte dilatante Bereiche auf, die allerdings auf den Saumbereich
des Salzspiegels beschränkt sind.
Kryogene Klüfte: Als weitere potenzielle Störungen wurde im Rahmen der Integritätsanalysen
die Bildung tiefwirkender „kryogener“ Kälterisse untersucht. Die Simulation
einer schnellen Abkühlung der Erdoberfläche um 14,5 °C innerhalb von 100
Jahren zeigte, dass sich aufgrund der thermischen Abschirmwirkung des Deckgebirges
die Temperaturänderungen nicht bis in die Salzstruktur durchpausen
/KOC 12/. Es wurden dabei keine thermomechanischen Zustände errechnet, wel-
298

che die umstrittene Genese kälteinduzierter (kryogener) Risse in Salzstöcken durch
kaltzeitliche Einflüsse erklären könnten (vgl. hierzu auch /HAM 12/).
Glaziale Rinnenbildung: Auf der Grundlage der Befunde in /KEL 09/ und der Ergebnisse
der Szenarienentwicklung /BEU 12b/ wurde bei den Integritätsanalysen
davon ausgegangen, dass infolge der Bildung von Schmelzwassererosionsrinnen
sämtliche Lockergesteine oberhalb des Salzstocks (im Mittel bis in 350 m Tiefe)
ausgeräumt werden. Weiterhin wurde unterstellt, dass durch die Rinnenbildung ein
Einschnitt in den darunter liegenden Salzstock bis zu 50 m (Referenzszenarium)
bzw. 100 m (Alternativszenarium) unterhalb des Salzspiegels erfolgt. In Kombination
mit der selektiven Subrosion leichtlöslicher Salzminerale bis in 100 m Tiefe entstünden
Wegsamkeiten bis in eine Tiefe von 150 bzw. 200 m unterhalb des Salzspiegels.
Wird zusätzlich die Hebung durch den natürlichen Diapirismus von 70 m
(s. o.) berücksichtigt, so verbleibt eine Restmächtigkeit des Salzstockbereichs
oberhalb des Einlagerungshorizontes von 300 m (Referenzszenarium) bzw. 250 m
(Alternativszenarium). Das gleiche gilt, wenn alternativ eine flächenhafte Subrosion
bis in eine Tiefe von 200 m unterhalb des Salzspiegels unterstellt wird (Abb. 6.2). In
keinem dieser Fälle würde dabei die die Einlagerungsbereiche mit einigen Zehner
Metern Mächtigkeit umgebende geologische Barriere des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs beeinträchtigt.
299

Abb. 6.2
Skizze zur Tiefeneinwirkung von glazialer Rinnenbildung, Subrosion und
Diapirismus, aus /KOC 12/
Nicht maßstabsgetreu; a) Ausgangszustand des Standorts; b) Mächtigkeitsverringerung
durch die Prozesse Rinnenbildung, Subrosion, Diapirismus für Referenzszenarium (links)
und Alternativszenarien (rechts); c) möglicher Endzustand des Standorts für Referenzszenarium
(links) und Alternativszenarien (rechts)
Warmzeitliche Transgressionen: Für Warmzeiten wurde eine Überflutung des
Standortes mit einer Meereshöhe von mehreren Zehner Metern angenommen, wobei
ein vollständiges Abschmelzen der Polkappen unterstellt wurde. Angesichts der
flachmarinen Verhältnisse und der geringen Subsidenz des norddeutschen Tieflandes
ist dabei eine Bildung mächtiger mariner Sedimentstapel, die auflastbedingt in
der Lage wären, halotektonische Bewegungen zu induzieren, nicht vorstellbar. Weiterhin
käme es im Zuge der Meeresüberflutung zu einer Aufsalzung der oberflächennahen
Grundwässer und damit zur Verlangsamung der Subrosion /MRU 11/.
Fließvorgänge im Deckgebirge kämen aufgrund des fehlenden hydraulischen Potentials
weitgehend zum Erliegen. Eine Beeinträchtigung des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs wäre aufgrund seiner Teufenlage auch in diesem Fall auszuschließen.
300

Klimatische Ereignisse und Prozesse, resultierend aus den Maxima von Kaltzeiten,
sind frühestens in etwa 50.000 Jahren zu erwarten /MRU 11/. Sie sind damit zeitlich
vollständig entkoppelt von den auf Temperatureinflüssen und Konvergenz beruhenden
endlagerinduzierten Prozessen, deren Auftreten auf einige 1.000 Jahre nach Endlagerverschluss
beschränkt ist. Sich überlagernde Phänomene, wie z. B. die thermische
Beanspruchung durch die Wärmeentwicklung im Innern der Salzstruktur in Kombination
mit einer kaltzeitbedingten Abkühlung am Salzstocktop, sind daher nicht zu betrachten.
Kaltzeitliche Einflüsse auf die Abdichtbauwerke (z. B. auf die oberen Bereiche der
Schachtabdichtungen) brauchten im Vorhaben VSG ebenfalls nicht betrachtet zu werden,
da ihre Funktionsdauer auf 50.000 Jahre begrenzt ist und damit vor dem frühesten
prognostizierten Eintrittszeitpunkt von Kaltzeitmaxima liegt.
Zusammenfassend wird festgestellt, dass einer zukünftigen potenziellen Beeinträchtigung
des Einschlussvermögens des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs durch natürliche
Ereignisse und Prozesse planerisch Rechnung getragen wurde. Gegen kurzfristig
wirksame Ereignisse wie Erdbeben wurden die Verschlussbauwerke ausgelegt
und der Einfluss auf die Salzstruktur berechnet. Entsprechendes gilt für die Auslegung
der Verschlussbauwerke gegen mechanische Einwirkungen und korrosiven Angriff von
Lösungen. Den Auswirkungen durch Subrosion, Erosion, Diapirismus sowie Klimaveränderungen
wurde in Übereinstimmung mit der Forderung aus Abschnitt 8.3 der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ durch eine ausreichende Teufenlage der Einlagerungsbereiche
begegnet. Insofern wird davon ausgegangen, dass durch die
getroffenen konzeptionellen Maßnahmen eine Beeinträchtigung der Einschlusswirksamkeit
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs wirkungsvoll verhindert werden
kann und die konzipierten Endlagersysteme somit unempfindlich gegenüber Einflüssen
durch natürliche Prozesse und Ereignisse sind. Diese Aussagen gelten für alle Endlagerkonzepte,
da das Niveau der Einlagerungssohlen und damit auch das Niveau der
Oberkante des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs identisch sind.
2. Endlagerinduzierte Prozesse:
Das geologische System am Standort Gorleben (ohne Endlager) wird aus den oben
genannten Gründen insgesamt als ein langzeitstabiles und gegenüber zukünftigen natürlichen
Prozessen und Ereignissen robustes System eingeschätzt. Dieses erfährt
jedoch durch die Auffahrung eines Bergwerkes bzw. die Einlagerung radioaktiver Abfälle
einen anthropogenen Eingriff und damit eine Störung des natürlichen Systems. Auffahrungen
von Hohlräumen, Wärmeeintrag und korrosionsbedingter Gasdruckaufbau
301

im Salzstock führen zur Veränderung der natürlichen Spannungszustände im Gebirge,
die allerdings gemessen am Nachweiszeitraum von 1 Mio. Jahren nur in einem kurzen
Zeitraum von wenigen 1.000 Jahren wirksam sind. Die wesentlichen Ergebnisse der
Integritätsanalysen zu den drei oben genannten endlagerinduzierten Prozessen sind
nach /KOC 12/:
Auffahrungen von Hohlräumen: Mechanische Schädigungen treten bei der Auffahrung
untertägiger Hohlräume infolge der veränderten Spannungszustände im Gebirge
auf. Diese sind auf einen konturnahen Saum in unmittelbarer Hohlraumumgebung beschränkt.
In diesem Bereich werden rechnerisch das Dilatanz- und das Minimalspannungskriterium
verletzt. Nach den Ergebnissen der geomechanischen Rechnungen
beträgt die Mächtigkeit der Auflockerungszonen maximal 3 m. Das Vorliegen einer wenige
Meter mächtigen Auflockerungszone wurde bei der Bemessung des Sicherheitsabstandes
(vgl. Kap. 5.1.2.3) bereits berücksichtigt. Da sich die konturnahe Auflockerungszone
nach dem konvergenzbedingten Aufkriechen des Salzgebirges auf den
Salzgrusversatz infolge der wachsenden Stützwirkung des Versatzes zunehmend zurückbilden
wird, handelt es sich hierbei um eine vorübergehende, d. h. reversible, mechanische
Schädigung. Daher ist die Auflockerungszone auch nach /BMU 10a/ von der
Prüfung der Dilatanzfestigkeit (Abschnitt 7.2.1) ausgenommen. Der maximal erforderliche
Zeitraum zur Verheilung der Auflockerungszone beträgt je nach Umgebungsbedingungen
(Temperatur, Feuchtigkeit) nach derzeitigem Kenntnisstand einige 100 Jahre
und wird damit innerhalb des Funktionszeitraums der Verschlussbauwerke abgeschlossen
sein.
Wärmeeintrag durch radioaktiven Zerfall: Zusammenfassend haben die im Rahmen
der Integritätsanalysen zur geologischen Barriere (vgl. Kap. 5.2.2.1) durchgeführten
thermomechanischen Berechnungen der Auswirkungen der Einlagerung wärmeentwickelnder
Abfälle ergeben, dass
das Dilatanzkriterium bis in 40 m Teufe unterhalb des Salzspiegels sowie lokal am
Salzspiegel und dort nur im Saumbereich verletzt ist. Dies gilt sowohl für die Variante
der Strecken- als auch für die Variante der Bohrlochlagerung.
das Minimalspannungs- bzw. Fluiddruckkriterium für die Variante der Streckenlagerung
vom Salzspiegel aus und an den (in situ nicht beobachteten, jedoch exemplarisch
modellierten) Schichtgrenzen des Streifen-, Knäuel- und Kristallbrockensalzes
entlang bis in 90 m bzw. 150 m Teufe (je nach Berechnungsprogramm) verletzt
wird. Für die Variante der Bohrlochlagerung erhöht sich der Bereich der Verletzung
302

des Minimalspannungskriteriums auf 120 m bzw. 210 m Teufe (je nach Berechnungsprogramm).
Damit reicht die Verletzung des Minimalspannungskriteriums für
die Variante der Bohrlochlagerung ca. 30 bis 60 m tiefer in den Salzstock als im
Fall der Streckenlagerung. Zusätzlich ist das Dilatanzkriterium am Salzspiegel ausgeprägter
verletzt.
das Minimalspannungskriterium lokal am zerblockten Anhydrit verletzt ist.
Auf der Grundlage der Ergebnisse thermomechanischer Auslegungsrechnungen
(vgl. Kap. 5.1.2.3) konnten die Beladung der Behälter und der Einlagerungsstrecken
bzw. -bohrlöcher sowie die Strecken- bzw. Bohrlochabstände so gewählt werden, dass
die auslegungsbestimmende Maximaltemperatur von 200 °C an den Grenzflächen
des Salzes zu den Behältern an jeder Stelle der konzipierten Endlagerbergwerke
eingehalten wird,
die Schmelztemperatur von Carnallitit deutlich unterschritten wird,
die errechneten Temperaturerhöhungen an den Schacht- und Streckenverschlüssen
deutlich unter dem gemäß ihrer Auslegung maximal zulässigen Temperaturanstieg
von 35° K liegen.
Daraus ergibt sich (unabhängig von einer wahrscheinlichen Verheilung der Auflockerungszone),
dass oberhalb des konzipierten Einlagerungshorizonts ein großer Bereich
besteht, in dem keine thermomechanische Schädigung erfolgt. Seine Ausdehnung beträgt
in vertikaler Richtung ca. 370 m (Streckenlagerung) bzw. 310 m (Bohrlochlagerung).
Eine nachhaltige temperaturinduzierte Beeinträchtigung der geologischen Barriere
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs oder der Verschlussbauwerke ist damit
nicht zu erwarten.
Korrosionsbedingter Gasdruckaufbau: Die Integritätsanalysen zur Simulation der
Fluiddynamik im Grubengebäudes ergaben, dass in fünf Rechenfällen der Gasdruck
den lithostatischen Druck für die Einlagerungsvariante AB1 und in einem Fall für die
Einlagerungsvariante B1 überschreitet, so dass nennenswerte Mengen gasförmiger
Fluide ins Gebirge infiltrieren könnten. In diesem Zusammenhang kann durch eine Begrenzung
des Gasdruckaufbaus durch die Minimierung der Restwassergehalte in den
Abfallgebinden, insbesondere derjenigen der vernachlässigbar wärmeentwickelnden
Abfälle, und/oder durch die Gewährleistung der Gasdichtheit der Behälter über einen
Zeitraum von 500 Jahren eine Steigerung der Robustheit der Einschlusswirksamkeit
303

der konzipierten Endlagersysteme erzielt werden. Allerdings zeigen die Berechnungen,
dass die Druckanstiegsrate gering ist, so dass aus heutiger Sicht kein sog. „Frac“ zu
erwarten ist. Es besteht dennoch F&E-Bedarf bei der Modellierung der Fluidinfiltration,
deren Reichweite vor allem von der Speicherfähigkeit des im Salzgebirge vorhandenen
Porenraums abhängt (Kap. 7.2.2.6).
Rekritikalität: Nach den Ergebnissen der Berechnungen kann die Rekritikalität von
abgebranntem Kernbrennstoff in einem Endlager im Steinsalz für die Endlagerbehälter
der Typen BSK-3, POLLUX ® -10 und CASTOR ® sowie für die meisten Abfälle aus Forschungs-
und Prototypreaktoren ausgeschlossen werden. Der Nachweis nach Ausschluss
von Kritikalität gemäß Abschnitt 7.2.4 der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/
kann daher für diese Behälter auf konzeptioneller Basis geführt werden. Eine sich
selbst erhaltende Kettenreaktion, die zur Schädigung der geologischen Barriere des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs oder der Verschlussbauwerke führt, kann demnach
ausgeschlossen werden. Für einige höher angereicherte Brennstoffe aus Forschungs-
und Prototypreaktoren (insb. FRM-II und KNK-II) kann – je nach Brennstoffart
und explizitem Behälterkonzept – die Notwendigkeit einer Umkonditionierung der
Brennstoffe nach derzeitigem Kenntnisstand nicht ausgeschlossen werden. Der entsprechende
Forschungs- und Entwicklungsbedarf wurde in /BOL 12/ ausgewiesen.
Es ist festzustellen, dass auch den Auswirkungen anthropogen induzierter Störungen
bei der Endlagerauslegung planerisch durch Maßnahmen begegnet werden kann, die
zu einer Begrenzung von thermisch induzierten Spannungen führen. Alle geführten
Nachweise ergaben für die untersuchten natürlichen und anthropogen induzierten Prozesse
bzw. Ereignisse räumlich begrenzte Konsequenzen. Für die geologische Barriere
in der Umgebung der konzipierten Endlagerbergwerke wurden dilatante Bereiche
nur im Bereich der wenige Meter mächtigen Auflockerungszonen um die Auffahrungen
ausgewiesen. Die Hohlräume werden mit Salzgrusversatz verfüllt und die Einlagerungsbereiche
verschlossen, so dass sich in vergleichbar kurzer Zeit ein Stützdruck
aufbaut, wieder eine homogene Spannungsverteilung einstellt und die Auflockerungszone
zurückbildet. Weitere Integritätsverletzungen traten erst in einer minimalen Entfernung
von mehr als 300 m (Referenzfall) bzw. 250 m (Alternativszenarien) oberhalb
der konzipierten Einlagerungssohle auf. Es kommt nicht zu einer Entstehung einer
durchgehenden hydraulischen Wegsamkeit im Bereich des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs.
Für die geologische Barriere konnte somit eine dauerhaft intakte Barrierenmächtigkeit
ausgewiesen werden, die gegenüber der erforderlichen Mächtigkeit des
304

einschlusswirksamen Gebirgsbereichs von wenigen Zehner Metern eine hohe Sicherheitsreserve
und damit eine deutliche Robustheit aufweist.
Bezogen auf die Einzelforderungen im Zusammenhang mit der Langzeitaussage zur
Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs gemäß /BMU 10a/ (Abschnitt
7.2.1) ist aus den oben angeführten Gründen festzustellen, dass:
die Ausbildung von solchen sekundären Wasserwegsamkeiten innerhalb des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs ausgeschlossen werden kann, die zum Eindringen
oder Austreten ggf. schadstoffbelasteter wässriger Lösungen führen können,
ggf. im einschlusswirksamen Gebirgsbereich vorhandenes Porenwasser 38 nicht am
hydrogeologischen Kreislauf im Sinne des Wasserrechts außerhalb des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs teilnimmt,
die zu erwartenden Beanspruchungen die Dilatanzfestigkeiten der Gesteinsformationen
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs außerhalb der Auflockerungszonen
nicht überschreiten und
die zu erwartenden Fluiddrücke die Fluiddruckbelastbarkeiten der Gesteinsformationen
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs nicht in einer Weise überschreiten,
die zu einem erhöhten Zutritt von Grundwässern in diesen einschlusswirksamen
Gebirgsbereich führt und durch die Temperaturentwicklung die Barrierenwirkung
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs nicht unzulässig beeinflusst wird.
Dies bedeutet, dass auf der Basis des heutigen Kenntnisstandes und unter der grundlegenden
Annahme Nr. 2 (Kap. 6.1) davon ausgegangen werden kann, dass die Integrität
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs über den Nachweiszeitraum von einer
Million Jahre erhalten bleibt. Über die Forderung in Abschnitt 7.2.1 /BMU 10a/ hinaus
konnte dies nicht nur für die wahrscheinlichen Entwicklungen sondern auch für die weniger
wahrscheinlichen Entwicklungen (Alternativszenarien) gezeigt werden.
Die geotechnischen Verschlusssysteme wurden räumlich so angeordnet und technisch
so ausgelegt, dass die durch die Wärmeentwicklung ausgelösten Prozesse die Ver-
38 Bei dieser primär auf die Endlagerung in Tonsteinsystemen abzielenden Forderung wird im vorliegenden
Fall die im Salzgrusversatz enthaltene Feuchtigkeit als „Porenwasser“ interpretiert.
305

schlussbauwerke nicht gefährden. Die diesbezüglichen thermo-mechanischen Nachweise
wurden geführt.
Bezogen auf die Einzelforderungen im Zusammenhang mit dem Nachweis der Robustheit
technischer Komponenten des Endlagersystems gemäß /BMU 10a/ (Abschnitt
7.2.3) ist aus den oben angeführten Gründen festzustellen, dass:
durch die Rechnungen zur Auslegung der Verschlussbauwerke bzw. die Integritätsanalysen
gezeigt werden konnte, dass Integrität und Einschlusswirksamkeit der
geologischen Barriere des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs unter Berücksichtigung
der technischen Abdichtungs- und Verschlussbauwerke sowie der Verfüllung
(Salzgrusversatz) erhalten bleiben (/MÜL 12a und /MÜL 12b/ bzw. 2D-Nahfeldmodellierung
des IfG /KOC 12/),
bei der Auslegung der Verschlussbauwerke sämtliche Lastfälle betrachtet wurden,
die aus heutiger Sicht im Funktionszeitraum von 50.000 Jahren zu mechanischen
Beanspruchungszuständen oder einer chemischen Beeinträchtigung (Alterungsbeständigkeit)
der Funktionstüchtigkeit der technischen Verschlussbauwerke führen
könnten, berücksichtigt wurden,
durch die in Kapitel 5.2.2.2 beschriebenen ingenieurtechnischen Nachweise eine
hinreichende Belastbarkeit und Alterungsbeständigkeit der in den Funktionselementen
der Abdichtbauwerke enthaltenen Baustoffe für den Funktionszeitraum belegt
wurde und
das Verschlusskonzept in Übereinstimmung mit dem Sicherheitskonzept des Vorhabens
VSG so ausgelegt ist, dass sofort wirksame Barrieren (Schacht- und Streckenverschlüsse)
den Einschluss der Abfälle für den Zeitraum übernehmen, in dem
die volle Wirksamkeit der langfristig wirksamen Barriere (Salzgrusversatz) noch
nicht gegeben ist.
Allerdings weisen die Integritätsanalysen auch aus, dass die Robustheit des konzipierten
Endlagersystems durch die zusätzliche Einlagerung vernachlässigbar wärmeentwickelnder
Abfälle (unter den Annahmen, die im Vorhaben VSG hierzu getroffen wurden,
wie etwa der unterstellte hohe Restfeuchtegehalt der Abfälle) vermindert wird. Der
Grund hierfür liegt insbesondere im Gasdruckaufbau durch Korrosionsprozesse, die im
Ergebnis der Systemanalysen zu vergleichsweise komplexen Druckausgleichsströmungen
zwischen beiden Endlagerflügeln sowie bei der Unterstellung extrem pessimistischer
Parameterkombinationen zu einer Überschreitung des lithostatischen Dru-
306

ckes führten. Auch wenn sich aus den Analysen im Vorhaben VSG keine definitiven
sicherheitstechnischen Gründe für den Ausschluss der zusätzlichen Einlagerung von
vernachlässigbar wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen ergaben, kann die Robustheit
durch Minimierung der Restwassergehalte in den Abfallgebinden, technisch
gasdichter Behälter für die Brennelement-Strukturteile im Falle einer Einlagerung im
Ostfeld und eine noch stärkere Separierung beider Abfallarten gesteigert werden kann
(vgl. Empfehlungen in Kapitel 7.2).
3. Bergbauinduzierte Einflüsse (Auffahrungs-, Einlagerungs- und Rückholungsmaßnahmen):
Durch die planerische Umsetzung der Forderungen gem. Abschnitt 8.2 in
/BMU 10a/ (Minimierung der Durchörterung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs/gebirgsschonendes
Auffahren) und Abschnitt 8.5 (Gliederung in Einlagerungsbereiche,
zügige Beladung, Verfüllung und Verschluss) wird aus den in Kapitel
5.1.2.3 und 6.2.1 angeführten Gründen davon ausgegangen, dass
bergbaubedingte mechanische Beanspruchungen der geologischen Barriere des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs soweit vermieden bzw. reduziert werden
können, dass die Integrität des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs nicht durch
bergbauliche Maßnahmen geschädigt wird.
Für die im Vorhaben VSG entwickelten Rückholungskonzepte (Kap. 5.1.2.2) gilt
dies nicht uneingeschränkt: Bei ihrer Entwicklung wurde von der Prämisse ausgegangen,
dass sämtliche (wärmeentwickelnden) Abfälle insgesamt zurückzuholen
sind, und folglich bergbauliche Aufwältigungsmaßnahmen ohne Rücksicht auf den
Erhalt der einschlusswirksamen Eigenschaften der geologischen Barriere durchgeführt
werden können. Für den Fall, dass lediglich einzelne Abfallgebinde zurückzuholen
sind, wäre für die restlichen Abfälle der Integritätserhalt der geologischen
Barriere dagegen sicherzustellen, was signifikante Modifikationen an den entwickelten
Rückholungskonzepten erfordern würde. Da die konkreten Motivationen zur
Rückholung von Abfällen in Abschnitt 8.6 der Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/
nicht genannt werden, stehen die im Vorhaben VSG entwickelten Rückholungskonzepte
hierzu nicht im Widerspruch. Vielmehr bedarf es konkreterer regulatorischer
Festlegungen, in welchen Fällen Abfälle während der Betriebsphase eines Endlagers
zurückgeholt werden müssen (s. Empfehlung in Kapitel 7.1.2).
307

6.2.3.3 Radiologische Langzeitaussage
1. Radiologische Konsequenzen
Bei der radiologischen Konsequenzenanalyse wurde die Bewertung des Einschlussvermögens
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs auf der Grundlage des vereinfachtes
Verfahrens (Abschnitt 7.2.2 /BMU 10a/) unter Verwendung des radiologischen
Geringfügigkeitsindex (RGI, vgl. Kap. 4.2.4.1) durchgeführt. Dabei wurde die Freisetzung
von Radionukliden am Rand des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs, d. h. an
den schachtseitigen Stirnflächen der Streckenabdichtungen, untersucht. Eine vereinfachte
radiologische Langzeitaussage ist zulässig, wenn gezeigt werden kann, dass die
im Abschnitt 7.2.2 der Sicherheitsanforderungen in /BMU 10a/ ausgeführten dosisbezogenen
Bewertungskriterien erfüllt sind.
Die nachfolgend dargelegten Ergebnisse der radiologischen Konsequenzenanalyse
gelten vorbehaltlich zweier getroffener Annahmen (Prämissen):
1. Für die Freisetzung gelöster Radionuklide auf Basis des vereinfachten Nachweisverfahrens
gilt die in Kapitel 6.1 aufgeführte grundlegende Annahme Nr. 4 zum
Kompaktionsverhalten des Salzgrusversatzes.
2. Für gasförmig freigesetzte Radionuklide gelten − vorbehaltlich der Modell-, Prozess-
und Datenungewissheiten − die Aussagen unter der Voraussetzung, dass an
die POLLUX-Behälter für wärmeentwickelnde Abfälle die Anforderung der Gasdichtheit
über einen Zeitraum von 500 Jahren gestellt werden kann.
Für gelöste Radionuklide konnte im Ergebnis der radiologischen Konsequenzenanalyse
/LAR 13/ gezeigt werden, dass unter den in Kapitel 6.1 genannten grundlegenden
Annahmen der Nachweis gemäß der vereinfachten radiologischen Langzeitaussage
(Abschnitt 7.2.2 der Sicherheitsanforderungen) geführt werden kann und damit die Kriterien
der Abschnitte 6.1 bis 6.3 eingehalten werden können. Sowohl für die Rechenfälle
des Referenzszenariums als auch für diejenigen der Alternativszenarien mit einer in
/POP 12/ begründeten Endporosität von 1 % finden keine Freisetzungen über die Streckenverschlüsse
statt, da keine Lösungen aus dem Infrastrukturbereich zu den Abfällen
treten und sich damit keine durchgehenden Lösungspfade ausbilden können. Die in
den Rechnungen berücksichtigten Lösungsmengen in den Abfällen und im Versatz
reichen nicht aus, die Behälter zu korrodieren und Radionuklide in Lösung zu bringen.
Bei Annahme einer Restporosität von 2 % und diffusivem Transport ergaben die Rech-
308

nungen zur Freisetzung gelöster Radionuklide am Aufpunkt der Streckenverschlüsse
(Grenze des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs) RGI-Werte, die praktisch gleich
Null zu setzen sind (vgl. auch Abb. 5.28). Auch die entsprechend den vorliegenden
Ungewissheiten durchgeführten Parametervariationen, beispielsweise der Fall eines
unterstellten Versagens der Dichtelemente eines Schachtverschlussbauwerks, ändern
im Ergebnis diese Grundaussage nicht. Der Grund für dieses robuste Einschlussverhalten
liegt in der in Kapitel 6.2.3.1 erläuterten Wirkung der technischen Verschlusskomponenten.
Zusammenfassend wird davon ausgegangen, dass das im Vorhaben VSG konzipierte,
gestaffelte Barrierensystem Einschlussqualitäten aufweist, die bezüglich der Freisetzung
gelöster Radionuklide im Einklang mit den Forderungen der in den Abschnitten
4.1 und 4.2 in /BMU 10a/ genannten Sicherheitsprinzipien und den Vorgaben in den
Abschnitten 6.1 und 8.7 stehen.
Für die Freisetzung gasförmiger Radionuklide in der frühen Nachverschlussphase kann
der vereinfachte radiologische Nachweis nach /BMU 10a/ unter den bei der radiologischen
Konsequenzenanalyse getroffenen Annahmen zur Überwindung von Ungewissheiten
(Modell-, Prozess- und Datenungewissheiten) rechnerisch nur dann geführt
werden, wenn auch für die endgelagerten Brennelement-Strukturteile eine Einlagerung
in Behältern unterstellt werden kann, die über mindestens 500 Jahre gasdicht sind. Im
Falle der ursprünglich vorgesehenen Planung, die Strukturteil-Behälter ohne diese Anforderung
nahe dem Streckenverschluss Süd einzulagern, wird die Bemessungsgröße
RGI in der frühen Nachverschlussphase dagegen in allen Rechenfällen überschritten.
Werden die Aufpunkte für die Bestimmung des RGI für volatile Radionuklide dagegen
über den Infrastrukturbereich hinaus (außerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs)
im Bereich der unteren Schachtabdichtung positioniert, ergeben sich für alle
untersuchten Alternativszenarien RGI-Werte, die deutlich unterhalb von 1 liegen
(i. Regelfall < 1·10 -20 ) /LAR 13/. Hintergrund ist, dass die Gasdiffusion dem Zustrom
von Lösungen durch den Schacht in den Infrastrukturbereich entgegengerichtet ist und
die resultierenden Aktivitätsflüsse daher extrem gering sind. Dies weist darauf hin,
dass der radiologische Standardnachweis gemäß Abschnitt 7.2.2 (1. Absatz) der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/, bei dem auch Sicherheitsfunktionen von Kompartimenten
des Endlagersystems, die außerhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs
liegen, einbezogen werden können, rechnerisch geführt werden könnte. Gemäß
dem Nachweiskonzept des Vorhabens VSG wird die vereinfachte radiologische Lang-
309

zeitaussage herangezogen. Der oben angeführte umfassende Nachweisansatz wurde
nicht weiter verfolgt.
Die Untersuchung des Einflusses der Parameter- und Datenungewissheiten auf die
Analyseergebnisse ergab einen großen Einfluss folgender Parameter und Prozesse
auf den Lösungszutritt in die Einlagerungsbereiche:
hydraulischer Druck an den schachtseitigen Stirnflächen der Streckenverschlüsse,
Permeabilität und Porosität der Streckenverschlüsse,
zeitliche Entwicklung der Porosität/Permeabilität des Salzgrusversatzes in den Einlagerungsbereichen,
insbesondere in den Richtstrecken unter Einfluss von Feuchte
und Temperatur,
erreichbare Restporosität des kompaktierten Salzgrusversatzes sowie
hydraulische Eigenschaften des Salzgrusversatzes nach Erreichen einer geringen
Porosität im Bereich von 1 %.
2. Untersuchungen zur Systemrobustheit (What-If-Betrachtungen)
Durch What-if-Untersuchungen wurden unwahrscheinliche Entwicklungen analysiert,
die durch die Wahl unwahrscheinlicher FEP oder unwahrscheinlicher Ausprägungen
von FEP beschrieben werden, die außerhalb für möglich erachteter Bandbreiten liegen.
Nach /BMU 10a/ wird das Auftreten unwahrscheinlicher Entwicklungen am Standort
selbst unter ungünstigen Annahmen nicht erwartet. Für die technischen und geotechnischen
Komponenten beschreiben sie Zustände und Entwicklungen, wie etwa das
gleichzeitige unabhängige Versagen von mehreren Verschlusskomponenten, die praktisch
ausgeschlossen werden können. Diese Betrachtungen dienen zum einen zum
Verständnis des Endlagersystemverhaltens und zum anderen zur Prüfung der Robustheit
der Sicherheitsaussage, welche auf Basis der wahrscheinlichen und weniger
wahrscheinlichen Entwicklung des Systems getroffen wird.
Auch unter Berücksichtigung von unwahrscheinlichen Parameterkonstellationen in den
What-if-Analysen (z. B. bei unterstellter Advektion und langsamer Kompaktion, hohen
molekularen Diffusionskonstanten, gleichzeitigem Versagen mehrerer Abdichtbauwerke
etc.) ergaben die Analysen zum Lösungstransport für die Einlagerungsvariante B1
nur geringfügige Freisetzungen. Selbst das äußerst unwahrscheinliche sofortige Versagen
aller Dichtelemente in beiden Schächten, resultierend in einer extrem erhöhten
310

Permeabilität von jeweils 1·10 -14 m 2 , führte zu keinem erhöhten Lösungszutritt zu den
Abfällen. Diese Ergebnisse zeigen die Robustheit des Systems gegenüber Parameteränderungen
auf. Gleichzeitig erweisen sich die Ergebnisse der Sicherheitsanalyse
als unempfindlich und damit robust (i. S. der Robustheitsdefinition in /BMU 10a/) gegenüber
Abweichungen von den zugrunde gelegten Annahmen, die wahrscheinlichen
und weniger wahrscheinlichen Entwicklungen oder Ausprägungen betreffend.
Aus den Ergebnissen der What-if-Analysen konnten in Übereinstimmung mit der Maßgabe
in Abschnitt 6.4 der Sicherheitsanforderungen Optimierungsvorschläge für das
Endlagerdesign abgeleitet werden. Hierzu gehört die Verlagerung der Behälter für die
Brennelement-Strukturteile in ein von den Streckenverschlüssen weiter entferntes Einlagerungsfeld
bzw. die Steigerung der Behälterintegrität hinsichtlich einer Gasdichtigkeit
(s. Empfehlungen in Kapitel 7.2.1).
Die Schlussfolgerungen aus den Ergebnissen zur Freisetzung der gasförmigen Radionuklide
sind differenzierter. Vor dem Hintergrund, dass für zahlreiche Parameter und
Prozesse nur Daten und Abschätzungen mit einer großen Ungewissheit vorliegen,
wurde in den Analysen zum Gaspfad auf eine Definition von What-if-Rechenfällen verzichtet.
Die Ungewissheiten sowohl in der Annahme bzw. Vereinfachung von Prozessabläufen
in den Modellen als auch in der Abschätzung der verwendeter Zweiphasenfluss-Parameter
in den Rechnungen sind schwer zu quantifizieren. Teilweise
werden sie schon durch die Parameterbandbreiten, die für die Rechenfälle des Referenzszenariums
und der Alternativszenarien verwendet wurden, abgedeckt. Generell
führen die bei den Zweiphasenflussrechnungen verwendeten Modellannahmen jedoch
zu einer rechnerischen Überschätzung der aus dem Endlager strömenden Gasmenge
und zu einer erhöhten Radionuklidfreisetzung über den Gaspfad. Die vorliegenden
Einlagerungskonzepte erweisen sich (verglichen mit dem Lösungspfad) generell als
weniger robust. Dies gilt z. B. für den schachtnahen Einlagerungsort und die Eigenschaften
der Behälter für die Brennelement-Strukturteile. (vgl. Optimierungsvorschläge
in Kapitel 7.2.1). Weitere Gründe liegen in dem nicht ausreichenden Kenntnisstand zu
den zeitlichen Abläufen der Korrosionsprozesse. Anderseits führten die Ungewissheiten
hinsichtlich der Mobilisierung der IRF aus den Brennelement-Strukturteilen und des
Übergangs der IRF in die Gasphase zu Modellannahmen, die eine erhebliche Überschätzung
der Freisetzung darstellen. Insgesamt ist anzumerken, dass zu dem Aspekt
der Freisetzung gasförmiger Radionuklide noch deutlicher F&E-Bedarf besteht (vgl.
Kap. 7.2.2.6).
311

Fazit:
In Gesamtwürdigung der im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse lassen sich folgende
Kernaussagen ableiten:
Bezogen auf die Endlagerung von wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen können
unter den in Kapitel 6.1 angeführten Vorbehalten sowohl die projektierten Endlagersysteme
als auch die hiermit verbundenen Sicherheitsaussagen als robust angesehen
werden. Für das Freisetzungsverhalten gasförmiger Radionuklide gilt dies vorbehaltlich
der Modell-, Prozess- und Datenungewissheiten nur, wenn Behälter unterstellt werden,
die über etwa 500 Jahre gasdicht sind.
Aus der zusätzlichen Einlagerung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer
Wärmeentwicklung mit Gasentwicklung und sehr komplexer Zusammensetzung resultiert
im Ergebnis der im Vorhaben VSG durchgeführten Systemanalysen ein signifikanter
Zuwachs der Komplexität von im Endlagersystem ablaufenden Prozessen und der
hiermit verbundenen Ungewissheiten. Eine Steigerung der Robustheit der projektierten
Endlagersysteme kann durch eine Minimierung der Restfeuchtegehalte in den Behältern
für radioaktiven Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung und eine stärkere
Separierung der Einlagerungsbereiche wärmeentwickelnder und vernachlässigbar
wärmeentwickelnder Abfälle erreicht werden.
Aus den Ergebnissen des Vorhabens VSG lässt sich ableiten, dass die im Vorhaben
entwickelten Endlagerkonzepte im Verbund mit der geologischen Gesamtsituation am
Standort Gorleben oder eines ähnlich gearteten Salzstandortes − unter der Voraussetzung,
dass sich die im Vorhaben VSG getroffenen grundlegenden Annahmen in Zukunft
als zutreffend erweisen − geeignet sind, die langzeitsicherheitsbezogenen Sicherheitsanforderungen
des BMU an die Endlagerung wärmeentwickelnder
radioaktiver Abfälle zu erfüllen. Für die Freisetzung gasförmiger Radionuklide gilt dies
vorbehaltlich der Modell-, Prozess- und Datenungewissheiten mit der bereits beschriebenen
Einschränkung der Gasdichtheit der Behälter.
Die im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte werden einschließlich der Rückholungskonzepte
als realisierbar angesehen. Einige der in den Sicherheitsanforderungen
des BMU geforderten Nachweise können jedoch erst nach einer weiteren Konkretisierung
der technischen Planungen geführt werden.
312

7 Reflexion und Empfehlungen
7.1 Reflexion
7.1.1 Erkenntnisse aus dem Projektablauf (methodisch)
Im Rahmen des Vorhabens VSG wurde zum ersten Mal in Deutschland eine umfassende,
vorläufige Sicherheitsanalyse für ein Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle
auf Basis der Kenntnisse an einem konkreten Standort durchgeführt. Dabei wurden
auch die Grundlagen für zukünftige Sicherheitsanalysen zu einem konkreten Standort
entwickelt. Die vorliegende Sicherheitsanalyse ist somit als konzeptionelle Basis für
weitere Sicherheitsanalysen zu Salzstandorten zu werten. Im Zuge der Bearbeitung
des Vorhabens konnten wichtige Erkenntnisse für weitere Sicherheitsanalysen für Endlager
in Steinsalzformationen, aber auch für Sicherheitsanalysen in anderen Wirtsgesteinen
gewonnen werden. Die wesentlichen Erkenntnisse aus dem methodischen
Vorgehen im Vorhaben VSG sind im Folgenden zusammengefasst:
Das Vorhaben VSG zeichnet sich insbesondere dadurch aus, dass die seit Mitte der
1990er Jahre in Deutschland erarbeiteten Einzelergebnisse der Endlagerforschung im
Hinblick auf den langzeitigen Einschluss radioaktiver Abfälle in Salzstöcken und die
bisherigen Erkundungsergebnisse zum Standort Gorleben im Hinblick auf die durchzuführende
Langzeitsicherheitsanalyse zusammengeführt wurden.
Die Beteiligung vieler Wissenschaftseinrichtungen, die über Jahrzehnte langes
Knowhow zu allen endlagerrelevanten Aspekten verfügen, und deren direkte interdisziplinäre
Zusammenarbeit unter wissenschaftlicher Führung eines Steering Committee
hat sich bewährt. Im Sinne einer internen Qualitätsprüfung war der Einbezug von Wissenschaftseinrichtungen
(z. B. Universitäten), die nicht in aktuelle Endlagerprojekte
involviert sind und die daher prädestiniert waren, Methodik und Datenlage im Vorhaben
VSG kritisch zu hinterfragen, von Vorteil.
Das Vorhaben VSG war als erste derart umfassende Sicherheitsanalyse mit einer
Laufzeit von 32 Monaten angesichts der gesteckten Ziele knapp bemessen. Für eine
Reihe von Aufgaben, die im Grundsatz sequenziell, d. h. aufeinander aufbauend, hätten
bearbeitet werden müssen, ergab sich aus Zeitgründen die Notwendigkeit paralleler
Bearbeitung in Arbeitsgruppen, was teilweise zu Reibungsverlusten und Nacharbei-
313

ten führte. In nachfolgenden Sicherheitsanalysen sollte der Zeitraum zur konsekutiven
Bearbeitung von Aufgaben ausreichend bemessen sein. Die Erfahrung aus dem Vorhaben
VSG zeigen, dass, um Fehlentwicklungen im Vorhaben zu vermeiden, insbesondere
der enge fachliche Austausch der Bearbeiter des FEP-Katalogs, der Szenarienentwicklung
und der Integritäts- und radiologischen Konsequenzenanalysen von
Beginn des Vorhabens an erfolgen muss.
Aus den gleichen Gründen konnte ein zentrales Datenmanagement im Vorhaben VSG
nicht in der ursprünglich beabsichtigten Weise implementiert werden. Zwar wurde ein
eigens auf die Bedürfnisse des Vorhabens zugeschnittenes Datenbanksystem entwickelt.
Aufgrund der mit dem starken Zeitdruck verbundenen parallelen Bearbeitung der
verschiedenen Arbeitspakete erwies sich das zentrale Datenmanagement unter Praxisbedingungen
jedoch als nicht realisierbar. Infolge dessen musste die Datenkonsistenz
im Rahmen des fachlichen Berichts-Review-Prozesses (vgl. Kap. 3.7) sichergestellt
werden.
Die Entwicklung eines standort- und anlagenspezifischen Sicherheits- und Nachweiskonzeptes
ist für eine Sicherheitsanalyse von zentraler Bedeutung, da in ihnen festgelegt
wird, wie die Sicherheit erreicht und der Nachweis über die erreichte langfristige
Sicherheit geführt werden soll. Das Sicherheitskonzept stellt die Verbindung zwischen
den regulatorischen Anforderungen und den planerischen Möglichkeiten her.
Für das im Vorhaben VSG entwickelte Endlagersystem konnten Endlagerteilsysteme,
Prozesse und Parameter, die im Hinblick auf ihre Sicherheitsrelevanz für ein derart
komplexes Endlagersystem besonders sensitiv sind, identifiziert werden. Auf dieser
Basis erfolgte eine systematische und möglichst vollständige Identifizierung noch offener
F&E-Felder. Dabei hat es sich als sehr wichtig erwiesen, eine Sicherheitsanalyse
vollständig und für ein konkretes Endlagersystem (Standort und Endlagerkonzept)
durchzuführen. Die Erfahrung zeigt, dass dies nicht durch rein generische Sicherheitsanalysen
möglich ist.
Aufgrund fortschreitenden Kenntnisgewinns durch Forschung und Entwicklung sowie
Erkundung oder aufgrund veränderter regulatorischer Bedingungen sollten Sicherheitsanalysen
mit konkretem Standortbezug regelmäßig weiterentwickelt werden. Im
internationalen Rahmen sind Zeiträume von ca. 3 bis 7 Jahren für solche Iterationen
üblich.
314

In den Feldern FEP-Katalog und Szenarienentwicklung wurde im Vorhaben VSG ein
methodisches Vorgehen entwickelt, das sich bewährt hat, aber in zukünftigen Arbeiten
weiterentwickelt werden sollte. Dies betrifft zum Beispiel die Festlegung von FEP und
ihren Ausprägungen, die eine Grundlage der Szenarienentwicklung und der numerischen
Modellierung ist. Für diese Festlegung ist z. T. Wissen erforderlich, das erst aufgrund
von Modellrechnungen entstehen kann (z. B. bezüglich der Integrität des Wirtsgesteins
und der technischen Barrieren). Insofern besteht die Notwendigkeit einer
Iteration der Schritte FEP-Festlegung – Szenarienentwicklung − Modellierung. Mit den
Ergebnissen im Vorhaben VSG wurde der Startpunkt einer solchen Iteration geschaffen.
Des Weiteren bedarf der Ansatz, bei der Kombination mehrerer weniger wahrscheinlicher
FEP und/oder Ausprägungen die betreffenden Szenarien als unwahrscheinlich
einzustufen, einer besonderen Beachtung.
Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass die im Vorhaben VSG eingesetzte
Methodik geeignet ist, die technische Sicherheit für ein Endlagersystem in Salzstöcken
nach den einschlägigen Sicherheitsanforderungen des BMU zu bewerten und den
Nachweis zu führen, dass der sichere Einschluss sowie dessen Dauerhaftigkeit (Integrität
der Barrieren) für ein Endlagersystem auf der Basis des Standes von Wissenschaft
und Technik gewährleistet werden kann. Das innerhalb des Vorhabens VSG
entwickelte Sicherheitskonzept und die hieraus abgeleitete Nachweisführung, welche
auf den sicheren Einschluss der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich
abzielen, haben sich bewährt. Es wurde ein Sicherheitskonzept entwickelt, das auf der
Methode des vereinfachten radiologischen Nachweises für den sicheren Einschluss in
einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich basiert, wobei das Deckgebirge Schutzfunktionen
für den einschlusswirksamen Gebirgsbereich übernimmt.
7.1.2 Erfahrungen in der praktischen Anwendung der Sicherheitsanforderungen
des BMU
Wie bereits zu Beginn des Kapitels 2 erwähnt, bestand die regulatorische Grundlage
für das Vorhaben VSG in den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/. Im Folgenden
wird vorausgesetzt, dass die einschlägigen Stellen der Sicherheitsanforderungen
auch für die Sicherheitsanalysen im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens
zugrunde gelegt werden. In der praktischen Anwendung der Sicherheitsanforderungen
in einem konkreten Vorhaben mit Bezug auf Erkenntnisse an einem realen Standort
wurden im Vorhaben VSG Erfahrungen gesammelt.
315

Der im Folgenden dargelegte Erfahrungsrückfluss soll dabei für den Regelgeber bei
den weiteren Entwicklungen des Regelwerks eine Hilfestellung sein:
Die Erfahrungen im Vorhaben VSG haben gezeigt, dass für die Festlegung der
Lage und der Umgrenzungen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Rahmen
einer Langzeitsicherheitsanalyse ein iterativer Prozess erforderlich ist, der
nicht bereits am Anfang einer Sicherheitsanalyse abgeschlossen werden kann. Eine
Anfangsannahme (initial guess) konnte jedoch auf Grundlage der Vorkenntnisse
zu den Standortverhältnissen getroffen werden. Nach einer Vorbemessung des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs, die auf einem Sicherheitsabstand von 50 m
zu Salzgesteinen außerhalb des Hauptsalzes (z2HS) beruhte, erfolgte die endgültige
Ausweisung der Lage erst auf Basis der Ergebnisse der Integritätsanalysen und
der radiologischen Konsequenzenanalyse. Nur auf diese Weise konnte sichergestellt
werden, dass die entsprechenden Qualitätsanforderungen an das dauerhafte
und sichere Einschlussvermögen des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs auch
nachweislich gegeben sind. Es sollte am Ende des Abschnitts 5.1 sowie zu Beginn
des Abschnitts 7.2.1 der Sicherheitsanforderungen angemerkt werden, dass zwar
eine Vorbemessung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs auf der Basis einer
vorläufigen Planung der Behälter, Einlagerungstechnologie und -geometrie erfolgen
kann, die endgültige Ausweisung des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs jedoch
erst auf der Grundlage der Ergebnisse der in Kapitel 7 der Sicherheitsanforderungen
spezifizierten Nachweise vorgenommen werden sollte.
In den Sicherheitsanforderungen werden für die radiologische Langzeitaussage
nach dem vereinfachten Verfahren radiologische Kriterien für ein Kollektiv von 10
Personen vorgegeben. Diese Kriterien beziehen sich auf in Wasser gelöste Radionuklide.
Es ist jedoch nicht ausgeführt, wie das Kollektiv (z. B. Altersgruppen) sowie
der für das Kollektiv zu unterstellende Wasserverbrauch anzunehmen ist. Im Vorhaben
VSG wurde in Ermangelung einer Rechenvorschrift von 10 Erwachsenen mit
exakt den gleichen Verzehrgewohnheiten ausgegangen. Hierzu sollte dem Anwender
beispielsweise durch eine konkretisierende Leitlinie eine Rechenvorschrift mit
Expositionsmodellen vorgegeben werden.
Es wurde deutlich, dass die Sicherheitsanforderungen des BMU stark auf die Freisetzung,
den Transport und die radiologische Konsequenz lösungsgetragener Radionuklide
abheben. Aus den Ergebnissen der radiologischen Konsequenzenanalyse
wird jedoch deutlich, dass die Freisetzung und der Transport gasförmiger
Radionuklide mindestens ebenfalls sicherheitsrelevant sind. Die Sicherheitsanfor-
316

derungen sollten hinsichtlich der Rückhaltung und Freisetzung gasförmiger Radionuklide
sowie deren radiologischer Bewertung ergänzt werden. Auch hier sollte
dem Anwender z. B. durch eine Leitlinie eine Rechenvorschrift mit Expositionsmodellen
vorgegeben werden.
Bei dem in den Sicherheitsanforderungen vorgegebenen Umgang mit unwahrscheinlichen
Entwicklungen wird der Anwender vor dem Hintergrund, dass sich die
Identifizierung unwahrscheinlicher Entwicklungen einer systematischen Behandlung
entzieht, mit der Frage konfrontiert, wie diese zu identifizieren sind. Der Einbezug
unwahrscheinlicher Entwicklungen bei der Optimierung, so wie in den Sicherheitsanforderungen
dargelegt, sollte präzisiert werden.
In den Sicherheitsanforderungen wird die Einteilung der Szenarien in wahrscheinliche
und weniger wahrscheinliche vorgegeben, wobei ihre Zuordnung über ihre Eintrittswahrscheinlichkeiten
im Nachweiszeitraum vorzunehmen ist. Eine konkrete
Handlungsanweisung, wie die Zuordnung in der Szenarienentwicklung zu erfolgen
hat, wird nicht gegeben. Im Vorhaben VSG wurden die FEP und ihre Ausprägungen
den Wahrscheinlichkeitsklassen (wahrscheinlich, weniger wahrscheinlich, nicht
weiter zu betrachten) zugeordnet. Bei der Entwicklung der Szenarien wurde per
Konvention festgelegt, dass alle Kombinationen von weniger wahrscheinlichen FEP
oder Ausprägungen mit anderen weniger wahrscheinlichen FEP oder Ausprägungen
als unwahrscheinlich interpretiert werden, wobei alle FEP als unabhängig voneinander
angenommen sind. Diese Vorgehensweise erlaubt eine klare Zuordnung
von Szenarien zu den in den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ definierten
Wahrscheinlichkeitsklassen. In dieser Methodik werden für die Ausprägungen der
FEP keine Wahrscheinlichkeitsdichteverteilungen benötigt. Die aus der Szenarienentwicklung
ermittelten Szenarien werden für die Konsequenzenanalyse in Rechenfälle
überführt. Dabei wird eine Vielzahl von Rechenfällen betrachtet, in welchen
in Übereinstimmung mit der Szenarienentwicklung jeweils ein Parameter
variiert wird. Diese Vorgehensweise steht in einem gewissen Widerspruch zu den
Ungewissheitsanalysen und Sensitivitätsanalysen auf probabilistischer Grundlage,
in denen die Parameter in ihrer gesamten Ausprägungsbandbreite ausgespielt und
kombiniert werden. Wie mittels probabilistischer Analysen der VSG-Ansatz erfasst
werden kann, ist zurzeit nicht geklärt und bedarf weiterer Forschung. Es sollte in
einer Leitlinie Klarheit über den Umgang mit der Wahrscheinlichkeitsklassifizierung
für Szenarien geschaffen werden, insbesondere im Hinblick auf probabilistische
317

Systemanalysen zur Behandlung der in den Sicherheitsanforderungen geforderten
Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen.
Die Sicherheitsanforderungen des BMU geben vor, dass der Antragsteller praxistaugliche
Konzepte vorlegt, aus denen hervorgeht, dass die Rückholung der eingelagerten
Abfallgebinde für wärmeentwickelnde Abfälle betriebstechnisch machbar
ist. Allerdings wird nicht festgelegt, unter welchen Randbedingungen die Rückholung
aus regulatorischer Sicht als erforderlich angesehen wird. Von diesen regulatorischen
Randbedingungen hängt die betriebliche Ausgestaltung der jeweiligen
Rückholungskonzepte maßgeblich ab. Die Frage, ob die Forderung nach Rückholbarkeit
einzelne Abfallbehälter betrifft, z. B. deswegen, weil sich herausgestellt hat,
dass ihr Inhalt falsch deklariert wurde, oder ob es darum geht, im Sinne einer Reversibilität
die Einlagerung wärmeentwickelnder Abfälle in einem Endlagerbergwerk
im Steinsalz in Gänze rückgängig zu machen, hat einen starken Einfluss auf die
Rückholungskonzepte von Abfallgebinden während der Betriebsphase. Da der materielle
Gültigkeitsbereich der Sicherheitsanforderungen des BMU sich auf wärmeentwickelnde
Abfälle beschränkt, wurden die Rückholungskonzepte im Vorhaben
VSG nur für diese Abfallgruppe entwickelt. Dabei wurde als Prämisse davon ausgegangen,
dass die Rückholung aller wärmeentwickelnden Abfälle im Sinne einer
vollständigen Umkehr der Einlagerungsmaßnahme erfolgen soll. Insofern wurden
im Vorhaben VSG Konzepte für die Aufwältigung der Einlagerungsbereiche ohne
Rücksicht auf den Integritätserhalt des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs geplant.
Unter der Annahme, dass die Gesamtheit der wärmeentwickelnden Abfälle
ohne Rücksicht auf die Integrität der geologischen Barriere in der Umgebung der
Endlagerbergwerke im Ostflügel zurückgeholt werden müssen, stellt sich die Frage,
ob bzw. wie unter diesen Randbedingungen der langfristig sichere Einschluss der
verbleibenden vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle im Westflügel realisiert
werden kann. Dieser Sachverhalt würde sich völlig anders darstellen, wenn lediglich
einzelne Abfallbehälter oder -chargen aus bereits versetzten Einlagerungsstrecken
oder -bohrlöchern unter Schonung der geologischen Barriere in der
Umgebung der Einlagerungsbereiche zurückzuholen wären. Für diesen Fall wären
entsprechende Rückholungskonzepte zukünftig noch zu entwickeln, bei denen die
mechanische Schonung der Integrität der geologischen Barriere des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs und der Abdichtbauwerke zu gewährleisten ist. Ein
weiterer offener Punkt bezüglich der Kriterien für die Rückholung betrifft unerwartete
Entwicklungen des Endlagersystems, z. B. bei einem starken Lösungszutritt oder
einer Havarie, wenn das Endlager nicht mehr wie vorgesehen betrieben werden
318

kann. Wenn ein solches Ereignis eintritt, gelten die bereits genannten Randbedingungen
für die Rückholung nicht mehr und eine Rückholung ist evtl. in der im Vorhaben
VSG konzipierten Form nicht mehr möglich und es wären ggf. andere Rückholungskonzepte
zu entwickeln. Für die Entwicklung von Konzepten zur
Rückholung von Abfallgebinden während der Betriebsphase eines Endlagers gemäß
Abschnitt 8.6 der Sicherheitsanforderungen des BMU ist es daher entscheidend,
dass regulatorisch Kriterien vorgegeben werden, aus denen klar hervorgeht,
in welchen Fällen Abfälle zurückgeholt werden müssen.
Generell wird eine Konkretisierung der mit Abschnitt 7.9 der Sicherheitsanforderungen
/BMU 10a/ verbundenen Forderungen zum Umgang mit nicht-radiologischen
Umwelteinflüssen für erforderlich gehalten. Dies betrifft insbesondere die Vorgabe
eines Grenzkriteriums für die maximal zulässige Erwärmung von Grundwasservorkommen
infolge der Abfallwärme.
7.1.3 Erkenntnisse aus dem Vorhaben VSG für ein Standortauswahlverfahren
In Erweiterung der ursprünglichen Aufgabenstellung des Vorhabens VSG sollte im vorliegenden
Synthesebericht auch dargelegt werden, welche methodischen Ansätze der
vorläufigen Sicherheitsanalyse zweckmäßig für einen Vergleich von Endlagerstandorten
eingesetzt werden können und welche technischen, konzeptionellen Überlegungen
der VSG übertragbar auf Endlagerkonzepte in anderen geologischen Gesamtsituationen
sind. Hierauf wird im Nachfolgenden eingegangen.
7.1.3.1 Ablauf eines gestuften Standortauswahlverfahrens
Die Vorgehensweise bei einem zukünftigen Verfahren zur Auswahl eines Standortes
für ein Endlager für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle in Deutschland ist zurzeit
nicht festgelegt. Das Standortauswahlgesetz sieht vor, dass bei einem auf die Sicherheit
ausgerichteten gestuften Standortauswahlverfahren Sicherheitsuntersuchungen
durchzuführen sind, deren Umfang und Detaillierungsgrad von Stufe zu Stufe zunehmen
und dabei auch denjenigen im Vorhaben VSG vergleichbar sind.
Die Autoren dieses Berichts gehen davon aus, dass zukünftig ein gestuftes Auswahlverfahren
durchgeführt wird, welches mindestens die nachfolgend aufgeführten Schrit-
319

te umfasst. Diese Elemente weist beispielsweise auch das in der Schweiz im Rahmen
des Sachplanverfahrens Geologisches Tiefenlager angewandte stufenweise Vorgehen
/BFE 08/ auf.
1. Ermittlung wichtiger Randbedingungen für das Standortsuchverfahren:
Der jeweilige Mindestflächenbedarf des Endlagers in den verschiedenen betrachteten
Wirtsgesteinen stellt z.B. eine wichtige Kenngröße im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens
dar. Durch den Ausstieg aus der Kernenergienutzung zur
Stromerzeugung in Deutschland bis spätestens zum Jahre 2022 sind die Mengen
an wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen verlässlich abschätzbar. Die Arbeiten
im Vorhaben VSG können dazu als Ausgangspunkt verwendet werden. Auf
Basis technisch möglicher Einlagerungskonzepte kann dann für unterschiedliche
Wirtsgesteine der potenzielle Flächenbedarf für ein Endlager abgeleitet werden.
2. Vorauswahl von geologischen Standortregionen:
Im Wesentlichen durch Auswertung der Literatur werden unter Berücksichtigung
der Randbedingungen anhand von vorher festgelegten Kriterien Regionen mit
günstiger geologischer Gesamtsituation festgelegt. In dieser Stufe sind erste generische
Sicherheitsbetrachtungen durchzuführen, deren Umfang deutlich geringer
sein wird als beim Vorhaben VSG.
3. Einengung der Standortregionen und Benennung potenzieller Standorte:
In dieser Stufe werden die geologisch geeigneten Regionen weiter eingeengt, wobei
quantitative Anforderungen und Zielvorgaben an die geologische Barriere berücksichtigt
werden. Endlagerkonzepte werden nach einer provisorischen Auslegung
der technischen Barrieren entwickelt und potenzielle Standorte
vorgeschlagen, wobei ggf. auch zusätzliche Kriterien, wie z.B. raumplanerischer
und sozialökonomischer Art, einfließen. In dieser Stufe sind Sicherheitsanalysen
erforderlich, jedoch nicht im Umfang des Vorhabens VSG.
4. Iterative Ermittlung von geeigneten Standorten:
Pro Standortgebiet wird mindestens ein potenzieller Standort ausgewählt. Für diese
werden quantitative Sicherheitsanalysen etwa vom Umfang der Analysen im
Vorhaben VSG durchgeführt und die Ergebnisse für die Standorte verglichen. Dabei
wird das Rückhaltevermögen im jeweiligen Endlagersystem für die eingelagerten
Radionuklide in der Nachverschlussphase aufgezeigt und auf den Beitrag der
geologischen Barriere zur Langzeitsicherheit hingewiesen. Für den sicherheitstechnischen
Vergleich von potenziellen Standorten wird ein Vorgehen entwickelt,
320

das einerseits die quantitativen Ergebnisse der vorläufigen Sicherheitsanalysen
berücksichtigt und andererseits den qualitativen Aspekten der Sicherheitsbetrachtung
Rechnung trägt. Im Rahmen dieser Betrachtungen können potenzielle Standorte
als ungeeignet identifiziert und aus dem Verfahren ausgeschlossen oder weniger
geeignete Standorte zurückgestellt werden. Am Ende des Vergleichs werden
die Standorte identifiziert, die ein hohes Potenzial aufweisen, die Sicherheitsanforderungen
des BMU /BMU 10a/ erfüllen zu können, und die in der nächsten Stufe
vertieft miteinander verglichen werden sollen.
5. Standortwahl:
Als letzter Schritt werden die verbliebenen potenziellen Standorte vertieft untersucht
und die erforderlichen standortspezifischen geologischen Kenntnisse falls
nötig mittels geowissenschaftlicher Untersuchungen vervollständigt. Auf dieser Basis
werden für jeden Standort vertiefte Sicherheitsanalysen durchgeführt. Ziel der
Sicherheitsanalysen in dieser Stufe ist die Klärung, ob ein Sicherheitsnachweis
gemäß den Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ erbracht werden kann.
Am Ende dieser Stufe soll unter Berücksichtigung der Ergebnisse der Sicherheitsanalysen
sowie möglicher weiterer Kriterien anhand eines zuvor definierten Vergleichsverfahrens
der Standort identifiziert werden.
Die nachfolgenden Ausführungen beziehen sich auf die Übertragbarkeit der Ergebnisse
auf die Stufen 2 und 3, bei der noch keine umfassenden Sicherheitsanalysen wie im
Vorhaben VSG erforderlich sind, sowie auf die vorläufigen Sicherheitsanalysen in den
Stufen 4 und 5, bei denen ein sicherheitstechnischer Vergleich von möglichen Standorten
unter Einbeziehung quantitativer Ergebnisse von Sicherheitsanalysen erfolgt und
für die ggf. Daten aus dem Vorhaben VSG verwendet werden können.
7.1.3.2 Randbedingungen für einen sicherheitstechnischen Vergleich von
Standorten
Im Vorhaben VSG wurde eine vorläufige Sicherheitsanalyse für einen Standort im
Salzgestein durchgeführt. Für andere Wirtsgesteine gibt es in Deutschland keine Analysen
in vergleichbarem Tiefgang. Für einen sicherheitstechnischen Vergleich von
Standorten sind immer standortspezifische Kenntnisse erforderlich. Außerdem muss
der Kenntnisstand für die Standorte umfangreich genug sein, um einen Vergleich der
Standorte „auf Augenhöhe“ zuzulassen und um zu vermeiden, dass ungenügende
321

Kenntnisse an einem Standort zu ungünstigeren oder günstigeren Aussagen gegenüber
einem anderen Standort führen.
Für jeden sicherheitstechnischen Vergleich von Endlagerstandorten müssen unter Berücksichtigung
der endzulagernden Abfallmengen auf die jeweilige geologische Situation
zugeschnittene Endlagerkonzepte vorliegen. Da ein Endlagerkonzept die Sicherheit
eines Endlagers maßgeblich beeinflusst, muss daher die Realisierbarkeit aller Konzepte
bewertet werden.
Es wird davon ausgegangen, dass zukünftige Sicherheitsbewertungen, die im Rahmen
eines Standortauswahlverfahrens durchgeführt werden, die wesentlichen Elemente für
einen Sicherheitsnachweis für ein Endlager gemäß den Empfehlungen, die von der
Nuclear Energy Agency (NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit
und Entwicklung (OECD) zur Vorgehensweise bei einem Sicherheitsnachweis für ein
Endlager für radioaktive Abfälle formuliert worden sind /NEA 13/, umfassen. Ziele,
Tiefgang und Umfang dieser Bewertungen werden sich dabei nach den oben genannten
Stufen im Verfahren richten müssen. Außerdem wird im Weiteren davon ausgegangen,
dass im Rahmen des Standortauswahlverfahrens vorrangig Endlagersysteme
mit Salzgestein und Tongestein in einen Vergleich einbezogen werden.
Auf dieser Basis wird im Folgenden bewertet, welche Erkenntnisse aus dem Vorhaben
VSG sich auf ein Standortauswahlverfahren übertragen lassen, unabhängig von der
betrachteten Endlagerformation.
7.1.3.3 Anwendbarkeit der methodischen Ansätze aus dem Vorhaben VSG
Die Vorgehensweise im Vorhaben VSG wurde in enger Anlehnung an die Gegebenheiten
am Standort Gorleben entwickelt (s. Abb. 3.1). Wegen der Ausrichtungen des Vorhabens
an den Anforderungen eines Safety Case gemäß NEA-Empfehlungen
/NEA 04/ und der Erwartung, das zukünftige sicherheitstechnische Vergleiche im Rahmen
eines Standortauswahlverfahrens ähnliche Elemente berücksichtigen werden,
wird im Folgenden detailliert auf die einzelnen Ebenen eingegangen:
Grundlagen,
Endlagerplanung und Endlagerauslegung,
Systemanalyse,
322

Synthese und Empfehlungen.
Dabei erfolgt die Bewertung nur für die Zwecke eines gestuften Auswahlprozesses. Auf
mögliche weiterführende Anforderungen im Rahmen eines anschließenden Genehmigungsverfahrens
wird hier nicht eingegangen, denn für Analysen bis zur Genehmigungsreife
fehlen noch Informationen.
Die Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ und darauf aufbauend das Sicherheits-
und Nachweiskonzept des Vorhabens VSG basieren auf der Sicherheitsfunktion
des sicheren Einschlusses der Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich.
Der sichere Einschluss wird von der geologischen Barriere im Zusammenwirken mit
den technischen Barrieren (Schachtverschluss, usw.) gewährleistet. Daher ist die Integrität
der geologischen und der technischen Barrieren von Bedeutung und ihre unterschiedliche
Ausprägung muss bei einem Standortvergleich bewertet werden.
Grundlagen:
Die Kenntnisse zum Standort müssen in einem Standortauswahlverfahren stufengerecht
vorliegen und einen sicherheitstechnischen Vergleich der verschiedenen betrachteten
Standorte zulassen. Deshalb werden diese Kenntnisse in der Regel im Zuge eines
Standortauswahlverfahrens durch Erkundungsmaßnahmen vertieft werden
müssen. Dies kann auch untertägige Erkundungen einschließen. Über die notwendige
Tiefe der geowissenschaftlichen Erkundung von potenziellen Standortregionen in Stufe
3 kann aus den Ergebnissen des Vorhabens VSG keine Aussage getroffen werden.
Eine detaillierte geowissenschaftliche Standortbeschreibung und darauf aufbauend
eine geowissenschaftliche Langzeitprognose sind jedoch für jeden potenziellen Endlagerstandort
im Rahmen eines vorläufigen und eines abschließenden Standortvergleichs
(Stufen 4 und 5) erforderlich. Die im Vorhaben VSG zum Standort Gorleben
vorgelegten Dokumentationen können dafür als Maßstab angesehen werden.
Die Abfallspezifikationen und das Abfallmengengerüst werden für die Planung von
Endlagerkonzepten benötigt. Mit den Ergebnissen aus dem Vorhaben VSG liegen sie
in einer Form vor, die direkt als Basis für zukünftige Analysen im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens
für die Stufen 4 und 5 verwendet werden können.
Das im Vorhaben VSG entwickelte Sicherheits- und Nachweiskonzept stellt eine Möglichkeit
dar, die diesbezüglichen Vorgaben in den Sicherheitsanforderungen des BMU
323

BMU10a/ zu erfüllen. Es ist auf die geologische Situation am Standort Gorleben ausgerichtet.
Das Sicherheits- und Nachweiskonzept kann aber in wesentlichen Zügen auf
andere Standorte in Salzstöcken sowie, möglicherweise mit einigen Abstrichen, auf
Standorte mit Salzgestein in flacher Lagerung übertragen werden. Für Standorte in
Tonformationen müsste das Sicherheits- und Nachweiskonzept inhaltlich stark überarbeitet
werden, um die Spezifika des Wirtsgesteins angemessen zu berücksichtigen.
Das bedeutet auch, dass bei einem Vergleich von Standorten diesen konzeptionellen
Unterschieden Rechnung getragen werden muss.
Die im Sicherheitskonzept für das Vorhaben VSG verwendete Methodik zur Ableitung
von konkreten Zielsetzungen und strategischen, planerischen Maßnahmen kann unabhängig
vom Wirtsgestein für jeden Standort angewandt werden. Das Sicherheits- und
Nachweiskonzept ist bereits für die Stufe 3 des Auswahlprozesses zu erstellen, da es
Rahmenbedingungen für die Erkundung setzt, wird aber in vollem Umfang erst in den
Stufen 4 und 5 zur Anwendung kommen. Im Folgenden wird auf einige Details eingegangen:
Die im Sicherheitskonzept des Vorhabens VSG angeführten Zielsetzungen (Z1 bis
Z14; siehe /MÖN 12/ und Kap. 4.1.2) sind auf alle Standorte in Salzstöcken und in
Salzgestein mit flacher Lagerung anwendbar. Für andere Wirtsgesteine sind die
Zielsetzungen Z1 und Z2 (Zutritt von geringen oder sehr geringen Lösungsmengen),
Z4 (gute Charakterisierbarkeit des Salzgesteins) und Z11 (Vermeidung der
Zersetzung von kristallwasserhaltigen Mineralen) anzupassen, wobei die Zielsetzungen
Z1 und Z2 entfallen, weil ein Lösungszutritt zu den eingelagerten radioaktiven
Abfällen in anderen Formationen als Salzgestein naturgemäß nicht zu verhindern
ist.
Die aus den Zielsetzungen abgeleiteten Maßnahmen sind generell auf andere
Standorte in Salzstöcken und in Salzgestein mit flacher Lagerung anwendbar,
müssen aber ggf. erweitert und angepasst werden. Für andere Wirtsgesteine sind
zumindest die Maßnahmen, die in Zusammenhang mit den Zielsetzungen Z1, Z2
und Z4 stehen (s. oben), entsprechend zu ändern. Für die übrigen Maßnahmen gilt
bezüglich der anderen Formationen – ohne Anspruch auf Vollständigkeit: Die Maßnahme
M1 (kleines aufgefahrenes Volumen und gebirgsschonende Verfahren)
kann unverändert auf alle Formationen angewendet werden. Für die Maßnahme
M2 (gut charakterisierbarer Bereich des Salzgesteins mit homogenen Strukturen
bezogen auf die Einschlusseigenschaften), muss eine entsprechende Definition für
andere Wirtsgesteine gefunden werden. Die Maßnahme M3 entfällt (Einlagerungs-
324

ereiche im Staßfurt-Hauptsalz). Die Maßnahme M4 (Einhalten eines Sicherheitsabstands
zu potenziell wasserführenden Schichten) entfällt eventuell, kann aber
ggf. durch eine ähnliche Maßnahme für andere Wirtsgesteine ersetzt werden. Die
Maßnahme M5 (Errichtung von Verschlussbauwerken) muss für andere Wirtsgesteine
umformuliert werden, bleibt aber inhaltlich erhalten. Die Maßnahme M6 (Einbringen
von Salzgrusversatz) muss ersetzt werden durch eine analoge Maßnahme
für anderes Versatzmaterial. Die Maßnahme M7 (Einbringen von angefeuchtetem
Salzgrus in Richtstrecken) kann entfallen oder muss ggf. ersetzt werden durch eine
Angabe eines anderen Versatzmaterials. Die Maßnahmen 8-11 können auch auf
andere Wirtsformationen angewendet werden. Die Maßnahme M12 (Forderung
nach Abstand zu lösungsführenden Schichten) muss geeignet modifiziert werden,
z. B. durch Forderung eines Abstands zu Klüften. Die Maßnahme M13 (ausreichende
Teufenlage des Einlagerungshorizonts) kann sinngemäß auf alle Formationen
angewendet werden. Die Maßnahme M14 (Einlagerung in Salzstöcken, bei
denen der Salzaufstieg praktisch abgeschlossen ist) entfällt. Die Maßnahme M15
(Begrenzung der Temperatur auf 200 o C) muss durch ein entsprechendes Temperaturkriterium
für andere Formationen ersetzt werden. Im Falle von Tongestein wäre
z. B. eine Maximaltemperatur von ca. 100 °C einzuhalten. Die Maßnahme M16
(Vermeidung von Gas-Fracs) muss entsprechend für andere Formationen umformuliert
werden. Die Maßnahme M17 (Vermeidung von Kritikalität) kann unverändert
auf alle Formationen angewendet werden.
Die in den Sicherheitsanalysen zu erbringenden Nachweise (Integritätsanalyse
und sicherer Einschluss) sind im Wesentlichen durch die Sicherheitsanforderungen
des BMU vorgegeben. Die Nachweise und die Vorgehensweise zur Ausweisung
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs lassen sich auf alle Wirtsformationen
anwenden. Hierbei ist anzumerken, dass sich die Forderung, den Integritätserhalt
anhand des Dilatanz- und Fluiddruckkriteriums nachzuweisen, in /BMU 10a/ nur auf
Salinar- und Tongesteine bezieht.
Endlagerplanung und Endlagerauslegung:
Endlagerplanung und -auslegung sind wesentliche Elemente der Stufen 3 und 4 des
einleitend angegebenen Einengungsprozesses; Grundkonzepte sind aber auch für die
Stufen 1 und 2 erforderlich. Die im Vorhaben VSG verwendeten Endlagerkonzepte
wurden in einem iterativen Prozess auf Basis des Sicherheitskonzepts für einen konkreten
Standort entwickelt. Sie basieren auf einer Einlagerung der Abfallgebinde in
325

horizontalen Strecken (Streckenlagerung), 300 m langen vertikalen Bohrlöchern (Bohrlochlagerung)
sowie einer Variante mit kurzen horizontalen Bohrlöchern, siehe Kapitel
5.1.2).
Diese Endlagerkonzepte sind nach standortspezifischen Anpassungen der geometrischen
Konturen auf andere Standorte in Salzstöcken übertragbar. Auf Standorte im
Salinar mit flacher Lagerung und auch Tonsteinformationen sind nur die Streckenlagerung
sowie die Einlagerung in kurzen vertikalen oder horizontalen Bohrlöchern prinzipiell
übertragbar. In jedem Fall müssen auf die jeweilige geologische Situation angepasste
Konzepte erarbeitet werden.
Ein wichtiger Aspekt der im Vorhaben VSG entwickelten Endlagerkonzepte ist der Porenspeicher
im Infrastrukturbereich, der über lange Zeit erhalten bleibt und eventuell
über den verschlossenen Schacht zutretende Lösungen aufnehmen kann, bevor sie in
die Einlagerungsbereiche gelangen können. Wegen der praktischen hydraulischen
Undurchlässigkeit des Wirtsgesteins ist ein Lösungszutritt fast ausschließlich über den
Schachtbereich möglich und es ist daher für Konzepte in Salzformationen möglich, den
Ort für diesen Porenspeicher zu planen. Wegen der Bedeutung dieses Porenspeichers
ist zu prüfen, ob dieses Konzept für andere Salzstandorte oder andere Wirtsgesteine
sicherheitstechnische Vorteile bieten kann.
Ein weiterer sicherheitsrelevanter Aspekt ist die weitgehende hydraulische Trennung
von Erkundungs- und Einlagerungssohlen. Diese Trennung sollte auch bei zukünftigen
Endlagerkonzepten verfolgt werden – auch für andere Wirtsformationen als Salz.
Der methodische Ansatz zur Entwicklung von Endlagerkonzepten auf Basis des Sicherheitskonzeptes
lässt sich auf beliebige Standorte und Endlagersysteme übertragen.
Für die Zwecke eines Standortauswahlverfahrens ist von Bedeutung, dass die
Endlagerkonzepte in ihren Grundzügen keine Elemente aufweisen dürfen, die erhebliche
Zweifel an ihrer technischen Umsetzbarkeit und im Hinblick auf die betriebliche
Sicherheit entstehen lassen. Der Ansatzpunkt und der Tiefgang der Prüfungen dieser
Aspekte im Rahmen des Vorhabens VSG kann für diesen Zweck als Orientierung dienen.
326

Systemanalyse:
Die Systemanalyse setzte im Vorhaben VSG mit der Erstellung eines FEP-Katalogs
und der Entwicklung von Szenarien an. Der FEP-Katalog kann prinzipiell für jeden anderen
Standort in einem Salzstock verwendet werden. Je nach Standort sind aber ggf.
Anpassungen des FEP-Katalogs bezüglich standortbezogener Parameter, wie z. B. der
Stärke von zu berücksichtigenden Erdbeben, der Mächtigkeit von Eisüberfahrungen bei
Kälteperioden, der Transgression und Regression sowie Ergänzungen geologischer
Prozesse erforderlich.
Insbesondere wenn Standorte in unterschiedlichen Wirtsformationen miteinander verglichen
werden, müssen frühzeitig entsprechende Informationen für alle Wirtsgesteine
zusammengefasst vorliegen. Diese können bei frühen Stufen (insbesondere in Stufe 2)
im Einengungsprozess möglicher Standorte noch in generischer Form vorliegen. Bei
einem abschließenden Vergleich von Standorten (Stufe 4) müssen dagegen standortspezifische
FEP-Kataloge Grundlage der Systemanalyse sein.
Bei der Szenarienentwicklung wurde im Vorhaben VSG eine neue Methodik verwendet,
die eine Zuweisung von Wahrscheinlichkeitsklassen für die verschiedenen Szenarien,
wie von den Sicherheitsanforderungen /BMU 10a/ gefordert, erlaubt. Es wurde ein
Referenzszenarium entwickelt, das die Gesamtheit möglichst vieler als wahrscheinlich
einzustufender Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems umfasst. Nach einer
fest vorgegebenen Methode wurden davon ausgehend Alternativszenarien entwickelt,
die in mindestens einem Aspekt eine weniger wahrscheinliche Entwicklungsmöglichkeit
enthalten. Die Methodik ist auf andere Endlagerstandorte und Endlagersysteme übertragbar.
Die Vorgehensweise bezüglich Integritätsanalysen und Konsequenzenanalysen ist im
Vorhaben VSG durch die Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ im Wesentlichen
vorgegeben. Sie basiert einerseits auf der Untersuchung der Integrität des einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs und andererseits der Konsequenzen am Rand des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs. Dies hat sich bewährt und kann für andere
Standorte, auch in anderen Formationen, angewendet werden. Inwiefern die berechneten
Ergebnisse für den einschlusswirksamen Gebirgsbereich an Standorten in verschiedenen
geologischen Formationen verglichen werden können, ist jedoch noch zu
klären. Integritätsanalysen können in begrenztem Umfang bereits in der Stufe 2 des
327

Einengungsprozesses eingesetzt werden, die Konsequenzenanalysen sind jedoch nur
in den Stufen 3 bis 5 anwendbar.
Bei den numerischen Analysen für unterschiedliche Wirtsgesteine sind gegebenenfalls
unterschiedliche Werkzeuge (Computercodes usw.) und Modellansätze einzusetzen,
um den unterschiedlichen Charakteristika gerecht zu werden. Dies betrifft alle Stufen
des Auswahlprozesses, in denen quantitative Ergebnisse in Entscheidungen einfließen,
z. B. bei der Untersuchung der Integrität der geologischen Barriere. Derartige Ergebnisse,
die mit den im Vorhaben VSG eingesetzten Werkzeugen ermittelt wurden,
sind bei einem Standortvergleich auch für andere Standorte und Wirtsformationen zu
ermitteln.
Menschliche Aktivitäten, die in der Zukunft zu einem unbeabsichtigten Eindringen in
den einschlusswirksamen Gebirgsbereich führen können (Human Intrusion), wurden im
Vorhaben VSG untersucht. Auf Basis von systematisch abgeleiteten Human-Intrusion-
Szenarien wurden Ansätze für eine mögliche Optimierung der Endlagerkonzepte identifiziert.
In ähnlicher Form lässt sich die gewählte Vorgehensweise auf andere Standorte
übertragen; sie ist von der Methodik her in jeder Stufe des Einengungsprozesses anwendbar.
Für Standorte im Steinsalz sind die Ergebnisse der Untersuchungen zu Human
Intrusion-Szenarien zu großen Teil auch inhaltlich übertragbar. Von den gewählten
Grundszenarien wären allenfalls die Szenarien des Auffahrens eines neuen
Bergwerks und des Abteufens einer Bohrung mit geringen Modifikationen auf Tonsteinstandorte
adaptierbar. Das Szenarium Kavernensolung ist, da eindeutig salzspezifisch,
nicht auf andere Wirtsgesteinsformationen übertragbar. Weiterhin ist im Fall von
Tonsteinstandorten zu überprüfen, welche weiteren Szenarien zu einer Beeinträchtigung
des Barrierensystems führen können. Zurzeit ist allerdings noch ungeklärt, in
welchem Umfang der Aspekt Human Intrusion im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens
überhaupt zu berücksichtigen ist.
Synthese:
Die im Vorhaben VSG gewählte Form der Zusammenfassung und Bewertung der Ergebnisse
in Form eines Syntheseberichtes sowie in abgeleiteten Empfehlungen kann
auf andere Standorte übertragen werden. In den Stufen 4 und 5 stellt sie eine gute
Basis für Vergleiche dar, wobei sich der Tiefgang dieser Berichte an der Zielsetzung
der jeweiligen Stufe des Verfahrens orientieren wird. In Erweiterung dieser Vorgehensweise
wird die zusätzliche Erstellung eines reinen Ergebnisberichts mit einer
328

kompakten, übersichtlichen Darstellung aller Ergebnisse für einen Vergleich von
Standorten als nützlich erachtet.
7.1.3.4 Umgang mit Ungewissheiten
Im Sicherheits- und Nachweiskonzept des Vorhabens VSG wird gemäß den Auflagen
der Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ auf den Umgang mit Ungewissheiten
detailliert eingegangen. Die Ungewissheiten betreffen die vorliegenden Standortdaten,
die modellhafte Vorstellung des Endlagersystems, die zukünftige Entwicklung des
Endlagersystems aber auch die Beschreibung einzelner Prozesse und das Zusammenwirken
von Prozessen. Sie werden in der Regel in Szenarienungewissheiten (Ungewissheiten
bezüglich der zukünftigen Entwicklungsmöglichkeiten des Endlagersystems),
Daten- und Parameterungewissheiten sowie Modellungewissheiten eingeteilt.
Die Ungewissheiten über die Eigenschaften des Standortes und die dort ablaufenden
Prozesse lassen sich durch weitere Erkundungen verringern, aber niemals ganz beseitigen.
Die im Vorhaben verwendeten Methoden zum Umgang mit den verschiedenartigen
Ungewissheiten sind international etabliert, wie z. B. die Betrachtung verschiedener
Szenarien und die Bewertung der Auswirkungen von verschiedenen
Parameterwerten auf die errechneten Ergebnisse. Mit diesen Methoden ist eine Aussage
zum Vertrauensgrad in die Modellergebnisse möglich. Im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens
bestehen je nach Erkundungsstand und geologischer Beschaffenheit
eines Standorts stets unterschiedlich große Ungewissheiten, mit denen
stufengerecht umgegangen werden muss. Die Herausforderung liegt in einer vergleichenden
Bewertung von Ergebnissen für zwei verschiedene Standorte auf Basis von
quantitativen Modellergebnissen, die ihrerseits jeweils Ungewissheiten aufweisen. Die
hierdurch bei einem Vergleich von Standorten möglicherweise verursachte Problematik
lässt sich anhand der Ergebnisse des Vorhabens VSG nicht klären. Dazu sind noch
geeignete Bewertungsmethoden zu entwickeln.
Durch vertiefte Erkundungen von Standorten in den Stufen 4 und 5 werden die Ergebnisse
bei einer Standortauswahl besser vergleichbar sein. Wichtig ist, dass auf jeder
Stufe des Einengungsprozesses die Datenlage zu den Standorten einen sicherheitstechnischen
Vergleich auf Augenhöhe zulässt.
329

Die prinzipielle Vorgehensweise im Vorhaben VSG zum Umgang mit den bestehenden,
z. T. inhärenten Ungewissheiten ist auf Sicherheitsbetrachtungen für andere Standorte
in unterschiedlichen geologischen Situationen anwendbar. Dies schließt auch standortspezifisch
die Verwendung von plausiblen, fachlich begründeten Annahmen ein, insbesondere
wenn die Ungewissheiten aus zeitlichen Gründen auf der aktuellen Stufe nicht
durch zusätzliche Erkundungsarbeiten bzw. durch ein gezieltes F&E Programm reduziert
oder beseitigt werden können.
Zu Modellungewissheiten wurde im Rahmen des Vorhabens VSG keine systematische
Untersuchung durchgeführt. Hier besteht noch F&E-Bedarf. Es ist nicht ausreichend,
alle Modellungewissheiten auf Parameterungewissheiten abzubilden, wie dies in der
Vergangenheit vereinzelt versucht wurde. Zum Aspekt der Modellungewissheiten lässt
sich daher keine Aussage über die Anwendung bei der Standortauswahl treffen.
7.1.3.5 Sensitive Parameter und Prozesse
Im Folgenden werden einige als wichtige Einflussgrößen identifizierte Parameter und
Prozesse im Zusammenhang mit der Standortauswahl diskutiert.
Die Mächtigkeit des Wirtsgesteins und des Deckgebirges und seine Eigenschaften
sind wesentlich für die Bewertung der Integrität der geologischen Barriere. Wegen
der Länge des zu betrachtenden Zeitraums für die Sicherheitsanalysen (eine Million
Jahre) können geologische Prozesse (Kaltzeiten, Subrosion, Diapirismus, usw.)
dazu führen, dass die Oberkante des Wirtsgesteins in größere Tiefen verlagert wird
und schließlich den einschlusswirksamen Gebirgsbereich erreicht oder dass Wegsamkeiten
zwischen Einlagerungshorizont und Deckgebirge entstehen, so dass die
geologische Barriere ihre Schutzfunktion verliert. Daraus leiten sich standortspezifische
Anforderungen an die Mächtigkeit des Wirtsgesteins und damit auch an die
Teufenlage der Einlagerungsbereiche und des sie umgebenden einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs ab. Die Mächtigkeit des Wirtsgesteins muss daher an jedem
potenziellen Standort im Zusammenwirken mit den zu erwartenden geologischen
Prozessen bewertet werden.
Die integrale Permeabilität von Verschlussbauwerken ist im Vorhaben VSG die
wesentliche Einflussgröße bei der Bestimmung des Zuflusses von Lösungen in das
Grubengebäude. Es müssen daher für alle Standorte geeignete Einbauorte für diese
Verschlussbauwerke identifiziert werden, um günstige Werte für die integrale
330

Permeabilität zu gewährleisten. Dies gilt insbesondere für die Abdichtung von Zugangsschächten.
Bei Salzstandorten ist zu berücksichtigen, dass der Feuchtegehalt von Salzgrusversatz
Einfluss auf dessen Kompaktion durch Gebirgskonvergenz hat. Bei hohem
Feuchtegehalt kompaktiert der Versatz schneller als im trockenen Zustand und erreicht
schneller eine Dichtwirkung, die in der Größenordnung wie diejenige des
umgebenden Gesteins ist. Ein hoher Feuchtegehalt führt aber auch dazu, dass sich
Lösungen im Porenraum des Grubengebäudes sammeln und diesen komplett ausfüllen
können. Dadurch entstehen potenzielle Transportmöglichkeiten für Radionuklide
aus den eingelagerten Abfällen. Im Rahmen der Standortauswahl sollte das
Konzept bezüglich des Feuchtegehalts von Salzgrusversatz optimiert werden. Siehe
auch die folgenden Anmerkungen zur Gasbildung.
Die Gasentwicklung im Grubengebäude ist an die Verfügbarkeit von Wasser gekoppelt.
Eine hohe Gasproduktion und große Gasmengen können zu einer schnellen
und starken Ausbreitung von Radionukliden in der Gasphase (Gaspfad) führen.
Daher ist empfehlenswert, die Menge des Wassers im Grubengebäude stark zu
beschränken, beispielsweise durch Trocknung von Abfällen, Trocknung von Versatz
vor dem Einbringen usw. Aufgrund der praktischen Dichtheit der Salzgesteine
gilt dies insbesondere für Salzstandorte, in abgeschwächter Form jedoch auch für
solche in Tonsteinformationen.
7.1.3.6 Anforderungen und Kriterien für die Standortauswahl
Aus den Ergebnissen des Vorhabens VSG lassen sich nur Anforderungen und Kriterien
für einen Endlagerstandort im Salzgestein ableiten. Dies sind:
Das Endlagerbergwerk muss in ausreichender Tiefe eingerichtet werden können,
damit die überdeckenden Salzschichten ausreichend mächtig sind, um die Integrität
des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs über den Nachweiszeitraum auch unter
Berücksichtigung der mächtigkeitsmindernden geologischen und klimatischen Prozesse
zu gewährleisten.
Es muss am Standort einen ausreichend großen Salzgesteinsbereich mit weitgehend
homogenen und günstigen Eigenschaften (z. B. geringer Feuchtegehalt, hohe
Kriechfähigkeit etc.) geben, in dem der gesamte Einlagerungsbereich untergebracht
werden kann.
331

Der homogene Salzbereich in der Endlagerteufe muss eine genügende Ausdehnung
in alle Richtungen haben, damit die Sicherheitsabstände zu möglicherweise
lösungsführenden Gesteinsschichten eingehalten werden können.
Bei der Erkundung von potenziellen Standorten ist darauf zu achten, dass der geplante
Einlagerungshorizont und der diesen umgebende einschlusswirksamen Gebirgsbereich
nicht durch Erkundungsbohrungen beschädigt werden. Dazu müssen
die Bohrungen einen der Ausdehnung des jeweils projektierten einschlusswirksamen
Gebirgsbereichs entsprechenden Sicherheitsabstand zu geplanten Einlagerungsbereichen
haben.
Schächte sollten in solchen Bereichen im Salzgestein abgeteuft werden, die sich
durch Verschlüsse effektiv abdichten lassen.
7.1.3.7 Fazit
Das im Vorhaben VSG gewählte methodische Vorgehen ist geeignet, auf andere
Standorte übertragen zu werden. Für Endlager in Salzstöcken (und weitestgehend
auch für flach gelagerte Salzstrukturen mit Ausnahme des Konzeptes für die Bohrlochlagerung)
ist die direkte Übertragung der Methodik auch inhaltlich möglich. Unterschiede
ergeben sich je nach Erkundungsstand im Umfang der Ungewissheiten und damit
zu treffenden Prämissen und Annahmen zu den Standortverhältnissen sowie den Prämissen
hinsichtlich der standortspezifischen Endlagerkonzepte.
Eine sicherheitliche Bewertung eines Standortes ist nur auf der Grundlage eines konkreten
Einlagerungs- und Verschlusskonzeptes möglich. Daher setzt ein Standortvergleich
konkrete Einlagerungs- und Verschlusskonzepte voraus. Bislang sind in
Deutschland Endlagerkonzepte in einer Planungstiefe, wie sie für die Beurteilung von
Endlagersystemen im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens benötigt werden, nur
für Salzstöcke vorhanden.
Für die Integritätsanalysen und die Auslegung der Verschlusssysteme hat es sich im
Vorhaben VSG als vorteilhaft erwiesen, dass für den Standort Ergebnisse von geotechnischen
Messungen vorlagen, die unterbrechungsfrei seit dem Auffahren des
Bergwerks erhoben worden sind. Es wird empfohlen, dass diese Vorgehensweise auch
bei allen Standorten, die im Rahmen der zukünftigen Standortauswahl untertägig erkundet
werden, verfolgt wird.
332

7.2 Empfehlungen
7.2.1 Weitere Konzeptoptimierung
Aus den Ergebnissen der Systemanalysen, d. h. der Integritätsanalysen /KOC 12/ und
der radiologischen Konsequenzenanalyse /LAR 13/, wurden Vorschläge zur Optimierung
der Endlagerkonzepte abgeleitet. Diese im Nachfolgenden beschriebenen Modifikationen
betreffen die Behälter- und Auffahrungskonzepte und dienen dazu, die Systemrobustheit
im Hinblick auf den Einschluss von Radionukliden im
einschlusswirksamen Gebirgsbereich zu steigern.
7.2.1.1 Restfeuchte in den Abfallgebinden
Aufgrund der hohen Metallmassen in den Einlagerungsbereichen ist die zur Verfügung
stehende Feuchtigkeitsmenge der limitierende Faktor für die Korrosion und die damit
verbundene Gasbildung. Wenn, wie bei den im Vorhaben VSG entwickelten Verschlusskonzepten,
der Zutritt von externen Deck- und Nebengebirgslösungen zu den
Abfällen weitgehend verhindert werden kann, so resultieren die zur Korrosion zur Verfügung
stehende Wassermassen neben den Lösungsmengen, die aus der thermochemischen
Sulfatreduktion der Kohlenwasserstoffvorkommen im Hauptsalz stammen, in
erster Linie aus der geringen Lösungsmenge, die mit der Restfeuchte des „trockenen“
Salzgrusversatzes eingebracht wird, und der initial in den Behältern enthaltenen Restfeuchte.
Weiterhin haben sich nach den Ergebnissen der radiologischen Konsequenzenanalyse
insbesondere die Restwassergehalte der verpressten Brennelement-Strukturteile, die
auf überschlägigen Abschätzungen beruhen, für die frühe Nachbetriebsphase als äußerst
sensitiv für die Mobilisierung gasförmiger Radionuklide aus der instant release
fraction herausgestellt (Kap. 5.2.3).
Aus diesen Gründen wird empfohlen, die Restfeuchten in den Abfallgebinden zukünftig
möglichst genau zu bestimmen und behälter-, zumindest jedoch chargenweise zuverlässig
zu deklarieren und
333

diese nötigenfalls durch geeignete Konditionierungsmaßnahmen weiter zu reduzieren.
Dies kann zum Beispiel durch Trocknung oder bei einem Teil der Mischabfälle
ggf. durch Veraschung geschehen.
Hierdurch würde auch eine weitere Optimierung im Sinne der mit den sicherheitskonzeptionellen
Maßnahmen 8 und 16 (vgl. Kap. 4.1.2 und 5.1.1.2) verbundenen Forderung
nach einer Minimierung der Restfeuchte erfolgen.
7.2.1.2 Gasdichtheit der Endlagerbehälter
Zur Minimierung der Freisetzung von gasförmigen Radionukliden aus der instant release
fraction (IRF) wird empfohlen, zusätzlich zu den Brennelement-Behältern die Anforderung
der Gasdichtigkeit über einen Zeitraum von 500 Jahren auch an die Behälter
für Brennelement-Strukturteile zu stellen. Bei der radiologischen Konsequenzenanalyse
/LAR 13/ wurde als Annahme für alle (intakten) POLLUX ® -Behälter eine Gasdichtigkeit
über 500 Jahre als Prämisse unterstellt. Aufgrund der Wandstärke dieser Behälter
und der nur sehr geringen für Korrosionsprozesse zur Verfügung stehenden Lösungsmengen,
kann aus heutiger Sicht die Anforderung als erfüllbar angesehen werden. Die
technische Umsetzbarkeit dieser Anforderung ist für zukünftige Genehmigungsverfahren
jedoch noch nachzuweisen.
Wie bereits in Kapitel 5.2.3 und 6.2.3 angemerkt, konnte bei den dort getroffenen Annahmen
für eine Freisetzung von gasförmigen Radionukliden für die frühe Nachverschlussphase
der vereinfachte radiologische Nachweis nur dann geführt werden, wenn
auch für die Behälter mit Brennelement-Strukturteilen eine Gasdichtheit unterstellt wird.
Im Falle der bei der Endlagerplanung /BOL 12/ vorgesehenen Lagerung der Strukturteile
in Gussbehältern (Typ II, Mosaik-Behälter) musste, da bei diesen keine Anforderung
für die Nachverschlussphase bestehen, bei der radiologischen Konsequenzenanalyse
eine quasi instantane Freisetzung gasförmiger Radionuklide aus der
IRF unterstellt werden, was zu hohen errechneten RGI-Werten führte. Aus diesem
Grund wird auch für die Brennelement-Strukturteile eine Einlagerung in gasdichten
POLLUX ® -Behältern empfohlen.
334

7.2.1.3 Schachtnahes Endlagerdesign
Entfall der nördlichen Richtstrecke:
Bei den Integritätsanalysen zur geologischen Barriere /KOC 12/ wurde festgestellt,
dass in der frühen Nachverschlussphase aufgrund unterschiedlicher Gasdrücke
Druckausgleichsströmungen zwischen Ost- und Westflügel über den Streckenverschluss
der nördlichen Richtstrecke stattfinden (vgl. Kap. 5.1.2.3 und 5.2.3). Im Sinne
einer robustheitssteigernden Optimierung zukünftiger Endlagerkonzepte wird empfohlen,
auf eine direkte Verbindung zwischen den Einlagerungsbereichen für die wärmeentwickelnden
und vernachlässigbar wärmeentwickelnden Abfälle zu verzichten. Im
konkreten Fall bedeutet dies den Entfall der nördlichen Richtstrecke, angedeutet in
Abb. 7.1.
x x x x x
Abb. 7.1
Endlagerkonzeptoptimierung: Entfall der nördlichen Richtstrecke und
Verlängerung der südlichen Richtstrecke
335

Vergrößerung der Distanz zwischen dem Streckenverschluss in der südlichen
Richtstrecke und dem Einlagerungsort der Brennelement-Strukturteile:
Bei der radiologischen Konsequenzenanalyse /LAR 13/ ergab sich im Ergebnis dreier
Rechenfälle (PV-R3, PV-A4 und WI-A5), bei denen eine verbleibende Restporosität
von 2 % bei Annahme advektiven Transportes und langsamer Salzgruskompaktion
unterstellt wurde, dass eine Lösungsaufsättigung der schachtnahen Einlagerungsfelder
im Ostflügel stattfindet. Zwar ist das Maximum der Aktivitätsströme in allen drei Rechenfällen
annähernd gleich und mit weniger als 1·10 -5 Bq/a (1 Zerfall in 100.000 Jahren)
äußerst niedrig und damit nur als Rechengröße zu betrachten. Dennoch wird, da
der Hauptbeitrag durch die Radionuklide aus der für die Einlagerung von Strukturteilen
vorgesehenen Strecke Ost 12.7 geliefert wird, im Sinne einer weiteren Robustheitssteigerung
des entwickelten Streckenlagerungskonzeptes empfohlen, die Distanz zwischen
der Einlagerungsstrecke für die Brennelement-Strukturteile und dem nächsten
Streckenverschluss zu vergrößern.
Dies kann nach /BOL 12/ durch zwei verhältnismäßig einfach zu realisierende Endlager-Designmodifikationen
erreicht werden:
Verlängerung des Weges zwischen dem Streckenverschluss zum Schacht und der
Einlagerungskammer (Abb. 7.1) oder
Integration der Einlagerungskammer in die Mitte des Feldes 12 (z. B. Strecke 4),
um eine deutliche Beschleunigung der Konvergenz aufgrund des thermischen Einflusses
durch die in den Nachbarstrecken eingelagerten POLLUX ® -Behälter mit bestrahlten
Brennelementen zu erreichen (Abb. 7.2).
Welche der beiden Optimierungsmöglichkeiten zukünftig zu bevorzugen ist, kann abschließend
erst nach einer Bewertung der jeweiligen langzeitlichen Auswirkungen entschieden
werden.
336

Abb. 7.2
Endlagerkonzeptoptimierung: Zentrale Lage der Einlagerungskammer für
die Brennelement-Strukturteile in Feld Ost 12
7.2.2 Forschungs- und Entwicklungsbedarf
Im Nachfolgenden wird der im Vorhaben VSG ermittelte wesentliche Forschungs- und
Entwicklungsbedarf zusammengestellt, der auch bereits im Zusammenhang mit den
Ausführungen in Kapitel 5 thematisiert wurde. Es handelt sich um Forschungs- und
Entwicklungsbedarf zu den Themenfeldern:
Kohlenwasserstoffvorkommen im Hauptsalz
Behälter- und Rückholungskonzepte
Einlagerungsbetrieb
Verschlussbauwerke
Hydraulische und mechanische Eigenschaften von Salzgrusversatz
Modellierung sicherheitsrelevanter Prozesse
337

Bezüglich weiteren F&E-Bedarfs, der in den verschiedenen Arbeitspaketen der VSG
systematisch identifiziert wurde, sei auf die einzelnen Arbeitspaket-Abschlussberichte
und den zusammenfassenden Bericht /THO 13/ verwiesen.
7.2.2.1 Kohlenwasserstoffvorkommen im Hauptsalz
Die im Vorhaben VSG durchgeführten Untersuchungen zur Sicherheitsrelevanz der
Kohlenwasserstoffvorkommen im Hauptsalz (z2HS) ergaben, dass aus geomechanischen,
hydromechanischen oder geochemischen Prozessen, die bei Anwesenheit von
Kohlenwasserstoffen vor allem infolge thermochemischer Sulfatreduktion ablaufen, aus
heutiger Sicht keine nachteilige Beeinflussung der Integrität der geologischen Barriere
zu erwarten ist. Die Gründe hierfür werden ausführlich in /BRA 12/ und zusammenfassend
in Kapitel 5.1.3 dargelegt. Diese Einschätzungen zur Sicherheitsrelevanz, die
mangels entsprechender experimenteller Befunde häufig auf Analogieschlüssen beruhen,
die aus den Eigenschaften nicht-kohlenwasserstoffhaltiger Lösungsvorkommen
abgeleitet wurden, sollten durch zukünftige F&E-Arbeiten abgesichert werden. Nach
/BRA 13/ sollten dabei folgende Forschungsschwerpunkte berücksichtigt werden:
Mineralogische Aspekte:
Entwicklung von strukturgeologischen Modellen zu Genese, Transport und Mobilität
von Kohlenwasserstoffen in Salzstöcken
Mikrostrukturuntersuchungen zur Verteilung und Mobilität von Fluiden im Intergranularraum
von Kernproben (z. B. mittels Kryo-SEM oder orts-auflösender Spurenanalytik)
Porendruckbestimmungen an Fluideinschlüssen
Weiterentwicklung geophysikalischer Messverfahren zur zerstörungsfreien Detektion
und Quantifizierung von Kohlenwasserstoffen im Salzgebirge
Geochemische Aspekte:
qualitative und quantitative Abschätzung der Stoffumsätze und deren Kinetik
→ Potential für geomechanische Wechselwirkungen (z. B. thermische Expansion/Fluiddruckanstieg)
338

temperaturabhängige thermodynamische Gleichgewichtsmodellierung der
thermochemischen Sulfatreduktion (TSR)
Bestimmung von Aktivierungsenergien der TSR
Bestimmung der Reichweite möglicher Stoffumwandlungs- oder
Zersetzungsreaktionen (z. B. TSR) im Salzgestein unter Temperatureinfluss
(auch mit Wasserstoff)
Untersuchung der komplexierenden Wirkungen der Degradationsprodukte der Kohlenwasserstoffe
sowohl organischer als auch anorganischer Art auf Radionuklide →
Quellterm
Korrosion von Abfallbehältern und Veränderung des geochemischen Milieus in Gegenwart
von Kohlenwasserstoffen (Wasserfreisetzung/Gasbildung)
Modellentwicklung zur quantitativen Bewertung von Stoffumsätzen auf geochemischer
Basis (Wasserfreisetzung/Gasbildung)
Geomechanische Aspekte:
Experimentelle Untersuchungen
zu Auswirkungen der Kohlenwasserstoffgehalte auf die mechanischen
Eigenschaften der Salzgesteine (Kriechverfestigung bzw. Entfestigung sowie
Porendruckeffekte) → Verbesserung Langzeitprognose
zur Reichweite der Reaktionen im Salzgestein unter Temperatureinfluss
→ Stofftransportprozesse/Rissbildungsprozesse
Modellrechnungen in verschiedenen Skalen (Mikro-/Feldmaßstab) zur Bewertung
der Konsequenzen möglicher Volumenveränderungen bei einer thermochemischen
oder mikrobiellen Sulfatreduktion sowie lokaler Porendruckeffekte im Hinblick auf
die Spannungsverhältnisse im Salzstock
Weiterentwicklung vorhandener geomechanischer Modellierungstools für Integritätsanalysen
unter Berücksichtigung von THMC-Prozessen sowie der geologischen
Diskontinuitäten
339

7.2.2.2 Behälter- und Rückholungskonzepte
Für die zu berücksichtigende Art und Menge von wärmeentwickelnden radioaktiven
Abfällen wurden in der Konzeption Endlagerbehälter ausgewählt, die geeignet erscheinen,
die an sie gestellten Anforderungen zu erfüllen. Für keinen dieser Behälter gibt es
bisher genehmigungsreife Planungen oder bereits erteilte Zulassungen. Insofern wird
es als notwendig angesehen, die Behälter bis zur Genehmigungsreife weiterzuentwickeln.
Aufgrund der erstmalig im Vorhaben VSG untersuchten Rückholbarkeit der Behälter
im Zeitraum der Betriebsphase ergibt sich darüber hinaus folgender spezieller
Entwicklungsbedarf:
Eignung der im Vorhaben VSG vorgesehenen Behälter im Hinblick auf ihre
Rückholbarkeit: Sowohl in der Konzeption der Abfallbehälter als auch in zukünftigen
Demonstrationsversuchen ist zu zeigen, dass die Behälter für wärmeentwickelnde
Abfälle so dimensioniert sind, dass sie im Falle der Rückholung die auftretenden
Zugkräfte unter Praxisbedingungen schadlos überstehen. Weiterhin ist die
Bergbarkeit von Behältern über einen Zeitraum von 500 Jahren nach Endlagerverschluss
im Sinne der Sicherheitsanforderungen des BMU /BMU 10a/ noch im
Rahmen von Genehmigungsverfahren bzw. bei Zulassung der Behälter nachzuweisen.
Dabei sind lokale Effekte, wie z. B. Lochfraß-, Korngrenzen- oder Spannungsrisskorrosion,
die unter Endlagerbedingungen auftreten können, im Hinblick auf die
Aerosolfreisetzung ebenso wie eine mögliche Versprödung der Behälter durch
Wasserstoff zu untersuchen. Weiterhin ist die mechanische Stabilität der Behälter
und Bohrlochverrohrung über 500 Jahre nach Endlagerverschluss gegenüber dem
auflaufenden Gebirgsdruck und der mechanischen Belastung der Behälter während
der Bergung nachzuweisen. Gegebenenfalls resultiert hieraus weiterer Forschungsund
Entwicklungsbedarf z. B. zur Entwicklung korrosionsarmer Behältermaterialien
oder korrosionshemmender Beschichtungen.
Weiterentwicklung des Konzeptes zur Rückholung von Kokillen aus tiefen
verrohrten Bohrlöchern: Im Vorhaben VSG wurde ein prototypisches Konzept zur
Rückholung von Abfällen aus verrohrten Bohrlöchern (Variante C) entwickelt. Insbesondere
die Machbarkeit der Handhabungsvorgänge zum Freilegen und Lösen
der Kokille (Absaugen, Rütteln etc.) aus der Verrohrung unter Praxisbedingungen
ist noch zu demonstrieren und muss weiterentwickelt und optimiert werden. Dabei
geht es auch um die Optimierung der Eigenschaften des Versatzstoffes zur Verfüllung
des Ringspaltes zwischen Kokillenaußenwand und Innenwand der Verrohrung.
An die Eigenschaften dieses Materials werden prinzipiell zweierlei Anforde-
340

ungen gestellt: Einerseits ist über den Zeitraum der Betriebsphase zu gewährleisten,
dass der Versatz, der in den Ringspalt eingefüllt wird, geeignet ist eine ausreichende
thermische Anbindung der Kokillen an die Verrohrung und das anschließende
Gebirge zu gewährleisten. Andererseits besteht die Anforderung einer
dauerhaften Rieselfähigkeit, welche wichtig ist, um im Falle der Rückholung, die
Kokille aus der Bohrlochverrohrung, ggf. unter Einsatz eines Rüttlers zu lösen. Im
Vorhaben VSG wurde als initialer Konzeptansatz der Einsatz von Quarzsand vorgesehen.
Im Rahmen zukünftiger Forschungsprojekte ist zu überprüfen, ob diese
Materialwahl bezüglich der oben genannten Anforderungen weiter optimiert werden
kann.
Generelle Praxistauglichkeit des Rückholungsbetriebes: F&E-Bedarf besteht
sowohl für die Rückholungsoption bei der Streckenlagerung als auch bei der Bohrlochlagerung
vor allem in betrieblicher Hinsicht. Beide Konzepte sind vertieft zu
planen und die Realisierbarkeit nachzuweisen. Für die Konzepte besteht Untersuchungsbedarf
u. a. im Hinblick auf die untertägigen Arbeitsbedingungen. Die wiederaufzufahrenden
Strecken und insbesondere die Rückholungsstrecken liegen in
Gebirgsbereichen, die aufgrund der eingelagerten wärmeentwickelnden Abfälle ggf.
auf bis zu 200 °C aufgeheizt sind. Hierdurch ergeben sich besondere und grenzwertige
Randbedingungen für die Durchführung von bergbaulichen Arbeiten zur
Rückholung der Abfallgebinde. Über die Wetterströme muss eine Abkühlung mit
sehr hohen Temperaturgradienten erreicht werden, so dass bergbauliche Arbeiten
entsprechend den Anforderungen des bergbaulichen Regelwerks, z. B. der Klima-
Bergverordnung /KBV 83/, erfolgen können. Im Vorhaben VSG wurden Grundkonzepte
zur Bewetterung der konzipierten Bergwerke für den Fall der Rückholung
entwickelt. Die Umsetzbarkeit und Praxistauglichkeit dieser Anforderungen ist zukünftig
jedoch noch zu demonstrieren. Entsprechendes gilt für das Management
zurückgeholter Abfallgebinde sowie des ggf. kontaminierten Haufwerks unter Strahlenschutzgesichtspunkten
und die Entwicklung eines Notfallplans für den Fall, dass
bei der Rückholung eine Beschädigung an Abfallgebinden auftritt. Darüber hinaus
sind zukünftig Konzepte zu erstellen, wie die rückgeholten Behälter über Tage zwischengelagert
und den Anforderungen an die Zwischenlagerung entsprechend in
Transport- und Lagerbehälter verpackt werden können. Hierzu ist eine geeignete
Konditionierungsanlage vorzuhalten, in der die Abfälle in Transport- und Lagerbehälter
umgepackt werden. Für diese Konditionierung ist weiterhin eine ausreichende
Anzahl an Transport- und Lagerbehältern vorzusehen. Eine Ausnahme bildet die
betrachtete Einlagerungsvariante B2, bei der bereits Transport- und Lagerbehälter
341

eingelagert werden. Hier kann die Konditionierung im Wesentlichen entfallen. Für
die Transport- und Lagerbehälter mit den rückgeholten Abfällen ist weiterhin die
Möglichkeit der Lagerung zu berücksichtigen. Für den Zeitpunkt der Rückholung ist
demnach hinreichende Lagerkapazität sicherzustellen. Zusammenfassend ist vorzusehen:
übertägige Konditionierungseinrichtung zur Prüfung der Transport- und
Lagerfähigkeit der Abfallbehälter mit der Möglichkeit der Umladung,
die Lagermöglichkeiten für die rückgeholten Behälter ggf. durch Vorhaltung der
zentralen bzw. dezentralen Zwischenlager,
Vorhaltung von Behältern zur Aufnahme der Brennstäbe/ Brennelemente/
Kokillen bei Defekten der rückgeholten Behälter.
7.2.2.3 Einlagerungsbetrieb
Transport- und Einlagerungstechnik Streckenlagerung: Die prinzipielle technische
Machbarkeit von Transport- und Einlagerungstechniken für Endlagerbehälter
für wärmeentwickelnde Abfälle konnte für die Variante B1 (Streckenlagerung von
POLLUX ® -Behältern und Variante C (Brennstabkokillen) im Rahmen von Demonstrationsversuchen
in übertägigen Anlagen gezeigt werden /BOL 11/. Die Zulässigkeit
der Übertragung aller dabei erzielten Ergebnisse auf die untertägigen Bedingungen
in einem Endlagerbergwerk unter Beachtung aller sinngemäß
anzuwendender Anforderungen aus dem kerntechnischen Regelwerk ist jedoch zu
zeigen und wäre durch gezielte Demonstrationsprogramme zu überprüfen.
Endlagerung von Transport- und Lagerbehältern: Für den Transport und die
direkte Einlagerung von Transport- und Lagerbehältern bestehen nur konzeptionelle
Planungen. Es existiert weltweit keine Schachtförderanlage, die in der Lage ist,
ca. 160 Mg schwere Lasten nach unter Tage zu fördern. Ebenso ist der Transport
im Bergwerk sowie die Einlagerung unter Bergbaubedingungen zunächst übertägig
und in der Folge untertägig zu demonstrieren. Entsprechendes gilt für die Demonstration
der Rückholbarkeit von Transport- und Lagerbehältern während der Betriebsphase
eines Endlagers. Insgesamt muss die Machbarkeit und Genehmigungsfähigkeit
eines solchen Einlagerungskonzeptes unter Berücksichtigung der
342

Rückholbarkeit und Bergbarkeit im Rahmen zukünftiger Planungen und Demonstrationsprojekten
nachgewiesen werden.
Einlagerung in tiefen Bohrlöchern: Mit der Endlagerung von rückholbaren Kokillen
in bis zu 300 m tiefen Bohrlöchern wird aus technischer Sicht Neuland beschritten.
Um die Machbarkeit und Genehmigungsfähigkeit nachzuweisen, wird es als erforderlich
angesehen, konkrete Anforderungen z. B. an die Präzision der
Bohrlochausführung aus betrieblichen Sicherheitsanalysen abzuleiten und ihre
Umsetzbarkeit unter realen Bedingungen einschließlich der Berücksichtigung der
Rückholbarkeit der Kokillen (vgl. Kap. 7.2.2.2) zu erproben bzw. zu demonstrieren.
7.2.2.4 Verschlussbauwerke
Für Strecken- und Schachtverschlüsse kann auf fortgeschrittene Planungen und zum
Teil auf erprobte Komponenten von Verschlussbauwerken im Bergwerk Asse II sowie
im konventionellen Salzbergbau zurückgegriffen werden. Entsprechende Ausführungen
zum Stand der Erfahrungen im Bau von technischen Verschlussbauwerken sind den
Abschlussberichten /MÜL 12a/, /MÜL 12b/ zu entnehmen. Die Durchführung von Insitu-Versuchen
mit prototypischen Verschlussbauwerken zum Nachweis der Funktionstüchtigkeit
und der technischen Machbarkeit unter realen Bedingungen wird in Anbetracht
der Komplexität der Bauwerke und Prozesse dennoch für erforderlich gehalten.
Darüber hinaus ergibt sich im Detail noch zu folgenden Aspekten Forschungs- und
Entwicklungsbedarf:
Kontaktzonen von Dicht- und Widerlagerelementen: Kontaktzonen zwischen
unterschiedlichen Baustoffen weisen häufig andere mechanische, hydraulische und
chemische Eigenschaften auf als die Baustoffe selbst. Insbesondere für die hydraulischen
Eigenschaften liegen derzeit sehr wenige Werte vor, die in der Regel auf in
situ-Messungen basieren. Das geochemische Verhalten von Kontaktzonen, in denen
es über längere Zeiträume zu lokalisierten Materialveränderungen durch Korrosion
der Baustoffe kommen kann, ist versuchstechnisch nicht untersetzt. Hinsichtlich
eines möglicherweise lokalisierten Korrosionsfortschrittes existieren keine
experimentellen Ergebnisse. Im Vorhaben VSG wurde daher auf Expertenschätzungen
bzw. Berechnungsergebnisse zurückgegriffen. Der hydraulische Einfluss
von Kontaktzonen wird zwar zurzeit als gering eingeschätzt /MÜL 12b/, er wäre
aber im Rahmen späterer Genehmigungsverfahren zu belegen. Hierzu sollte ein
systematisches, experimentell realisierbares Versuchskonzept zur reproduzierba-
343

en Ermittlung solcher Eigenschaften erarbeitet und umgesetzt werden. Entsprechend
den Ergebnissen wären auch heutzutage verwendete Modellkonzepte zu
überprüfen und ggf. anzupassen. Teile dieser Aspekte sollen in den aktuell laufenden
Vorhaben LAVA /HER 12/, LASA /CZA 12/ und ELSA /KUD 13/ behandelt werden.
Geochemische Wechselwirkungen zwischen Betonausbau und dem Bentonit-
Dichtelement: Zementphasen aus dem wasserdichten Ausbau aus Normalbeton
im lösungsführenden Deckgebirge können die Eigenschaften von Bentonit, insbesondere
sein Quellverhalten beeinträchtigen und ggf. zur Erhöhung der Permeabilität
führen. Diese Wechselwirkung zwischen Zementphasen und Bentonit wird international
im Rahmen vieler Endlagerprojekte intensiv untersucht, sie wurde jedoch
bislang in Bezug auf die genauen Verhältnisse in den Schächten Gorleben 1 und 2
noch nicht systematisch aufgearbeitet. In /MÜL 12b/ wird der Einfluss dieser Prozesse
auf die Quellfähigkeit des Bentonits als gering eingeschätzt, was jedoch
durch standortspezifische Untersuchungen zukünftig noch zu belegen ist.
Einfluss der Temperatur auf das Lösungspotential: Durch Temperaturänderungen
ausgelöste chemische Einwirkungen wurden nicht explizit untersucht. Dies betrifft
sowohl die Barrierenbaustoffe als auch die zutretende Salzlösung, insbesondere
wenn sie, wie im Fall der Bemessungssituation „Versagen des
Schachtverschlusses“, in größerer Menge erwärmte Bereiche erreicht. Für die Baustoffe
Salz- und Sorelbeton, die schon in der Erhärtungsphase Temperaturen ausgesetzt
sind, die über den ermittelten Temperaturen an den Lokationen der Streckenverschlüsse
infolge der Wärmeproduktion der eingelagerten Abfälle liegen, ist
dieser Fall abgedeckt. Das erhöhte Lösungspotential erwärmter Salzlösungen bedarf
jedoch zusätzlicher Betrachtungen (s. FEP Auflösung und Ausfällung
/WOL 12b/). Hierzu wird in /MÜL 12a/ Forschungs- und Entwicklungsbedarf ausgewiesen.
7.2.2.5 Hydraulische und mechanische Eigenschaften von Salzgrusversatz
Die hydraulischen und mechanischen Eigenschaften des Salzgrusversatzes bestimmen
den langfristigen Einschluss der Radionuklide und weisen daher eine hohe Sicherheitsrelevanz
auf. Trotz bislang umfangreicher Forschungsarbeiten auf diesem
Gebiet und dadurch gewonnenem Prozessverständnis zeigt sich, dass für das fortgeschrittene
Kompaktionsstadium des Versatzes bei kleinen Porositäten von wenigen
344

Prozent die mechanischen und hydraulischen Eigenschaften derzeit nicht ausreichend
quantifiziert sind:
Zeitdauer der Salzgruskompaktion: Der Zeitbedarf der Kompaktion bis zu einer
vernachlässigbaren Restporosität ist derzeit nur unzureichend bestimmt. Vorhandene
Daten sind oft nicht miteinander kompatibel, da diese mit unterschiedlichen
Methoden und unter unterschiedlichen Gesichtspunkten oder Fragestellungen erhoben
wurden. Für die Charakterisierung des Salzgruskompaktionsverhaltens ist
dabei wesentlich, die Abhängigkeit von den jeweiligen Feuchtegehalten (0,02 % bis
gesättigt) und den im Endlagerbereich herrschenden Temperaturen (40 bis 200 °C)
unter realen Gebirgsdruckbedingungen zu berücksichtigen.
Hydraulische Eigenschaften von Salzgrusversatz im fortgeschrittenen Kompaktionsstadium:
Aus den Ergebnissen der Integritätsanalysen und der radiologischen
Konsequenzenanalyse lässt sich ableiten, dass aufgrund der Abdichtung der
Einlagerungsbereiche gegenüber externen Lösungen vor allem die über die Versatzfeuchte
bzw. die Restfeuchte in den Abfallgebinden „künstlich“ eingebrachten
geringen Wassermengen relevant sind (im Bereich von 1 Gew.-% und kleiner). Es
liegen derzeit zu wenige Informationen und Versuche vor, aus denen die hydraulischen
Eigenschaften von Salzgrusversatz im fortgeschrittenen Kompaktionsstadium
bei sehr geringem Lösungsangebot ausreichend genau quantifiziert werden
können, um einen belastbaren Sicherheitsnachweis führen zu können. Nicht abschließend
geklärt ist beispielsweise, ob die mit dem Versatz eingebrachte geringe
Feuchte im Zuge der Konvergenz im Intergranularraum eingeschlossen wird oder
ob sie ausgepresst bzw. anderweitig mobilisiert werden kann. F&E‐Bedarf besteht
weiterhin bei der Quantifizierung effektiver Diffusivitäten bei kleinen Porositäten.
Die Frage der Mobilität der eingebrachten Feuchtemengen ist insbesondere mit
Blick auf ihre Verfügbarkeit für Korrosionsprozesse oder Prozesse, die die Radionuklidfreisetzung
aus der instant release fraction steuern, von hoher Sicherheitsrelevanz.
Der Kenntnisstand zum Versatzverhalten bei geringen Porositäten und bei
geringer vorhandener Feuchte (z. B. der im Versatz vorhandenen Wetterfeuchte
oder gezielten Anfeuchtung) sollte daher vor allem hinsichtlich seiner Permeabilitäts‐
und Porositätsentwicklung unter mechanischer Belastung entsprechend fortentwickelt
werden.
Entsprechendes gilt für die Bestimmung der Wärmeleitfähigkeit bei verschiedenen
Feuchtegehalten (trocken bis gesättigt) und unterschiedlichen Porositäten.
345

Zweiphasenflussparameter: Es liegen derzeit nur wenige Informationen und Versuche
vor, die eine zuverlässige Quantifizierung von Zweiphasenflussparametern
erlauben. Die Sättigungsabhängigkeit der Permeabilitäten und Kapillardrücke sind
für Salzgrus weitgehend unbekannt, jedoch von großer Bedeutung für die hydraulische
Entwicklung und den Radionuklidtransport im Endlager. Von den Zweiphasenflusseigenschaften
hängen u. a. auch die Gaseindringdrücke ab, bei denen es noch
unklar ist, ob es sich um scharfe Druckschwellenwerte handelt oder nicht. Die Abhängigkeit
der Kapillardruckkurven von der sich unter Endlagerbedingungen verändernden
Porosität ist nahezu unbekannt. Insbesondere bei kleinen Porositäten stellt
sich die Frage, mit welchen Diffusionskoeffizienten, absoluten und relativen Permeabilitäten
sowie Kapillardrücken die hydraulischen Eigenschaften von Salzgrus
beschrieben werden können, oder ob grundsätzlich ein von der klassischen Theorie
des Zweiphasenflusses abweichendes Modell zu wählen ist. Insofern wird eine systematische
Ermittlung von Zweiphasenflussparametern zum Salzgrusversatz für erforderlich
gehalten, wie auch bei der Analyse des Gaspfades in /LAR 13/ empfohlen
wurde. Für einige Parameter ist jedoch derzeit noch unklar, ob sie experimentell
zugänglich sind.
Versatztechnik für angefeuchteten Salzgrus: Zu technischen Verfahren zum
Einbringen von trockenem Salzgrusversatz in untertägige Hohlräume wurden bereits
in situ-Versuche durchgeführt /BOL 12/. Zum Einbringen von angefeuchtetem
Versatz in untertägige Hohlräume liegen aus dem konventionellen Bergbau (z. B.
für Versatzmaßnahmen im Werra-Gebiet mit Feuchtigkeitsgehalten bis zu 3 %) bereits
praktische Erfahrungen vor, die für die Einbringungstechnik in Richtstrecken
noch weiter entwickelt werden müssen. Dafür sind zum einen technische Verfahren
zu entwickeln, die eine homogene, jedoch geringe Durchfeuchtung des Versatzmaterials
gewährleisten. Zum andern sind technische Einbringverfahren für angefeuchteten
Salzgrusversatz zu entwickeln und zu erproben (ggf. zu optimieren).
Auf einige der oben gennannten Aspekte soll im aktuellen Vorhaben REPOPERM II
eingegangen werden.
346

7.2.2.6 Modellierung sicherheitsrelevanter Prozesse
Hydraulische und geomechanische Bedeutung salinarer Schichtflächen und
Diskontinuitäten: Die vorliegenden Analysen zeigen, dass beispielsweise Bedarf
besteht, salinare Schichtflächen und Diskontinuitäten bzgl. ihrer Relevanz als potenzielle
hydraulische und mechanische Schwächezonen gesteinsmechanisch besser
zu charakterisieren. Diese Schichtgrenzen können bevorzugt als potenzielle
Wegsamkeiten für Fluide infrage kommen. Die Beurteilung des mechanischen und
hydraulischen Verhaltens hat einerseits grundsätzlichen Charakter, d. h. der Prozess
als solcher muss besser verstanden werden, andererseits sind für eine standortbezogene
Sicherheitsanalyse lokationsspezifische experimentelle Untersuchungen
von Bedeutung.
Modellierung druckgetriebener Infiltration von Fluiden: Es besteht F&E-Bedarf
für den Integritätsnachweis der geologischen Barriere, speziell bei der Weiterentwicklung
geomechanischer Berechnungsmethoden zur Bewertung druckgetriebener
Infiltration von Fluiden in das umgebende Salzgestein unter Berücksichtigung
gekoppelter THM-Prozesse. Die im Rahmen der VSG durchgeführten Berechnungen
zur Integrität der geologischen Barriere basieren, mit Ausnahme der Berechnung
mit Erdbebenanregung, ausschließlich auf thermomechanischen Berechnungen
ohne hydraulische Kopplung. Auf die geologische Barriere eines Endlagers
wirken von außen hydraulische Belastungen durch das Grundwasser und von innen
durch Gasdrücke. Die gekoppelten fluidmechanischen Prozesse sind in zukünftige
Sicherheitsanalysen einzubeziehen. Hierbei ist zu berücksichtigen, dass
die Infiltration bzw. Perkolation von Fluiden im Steinsalzgebirge ganz entscheidend
von der diskontinuumsmechanischen Struktur im mikro- und makroskopischen
Maßstab abhängt.
Radionuklidquellterme: Es besteht F&E-Bedarf zur Weiterentwicklung der Beschreibung
der Quellterme für die Freisetzung von Radionukliden aus den Abfällen,
bei Anwesenheit sehr geringer Feuchtemengen in den Behältern bzw. im Versatz.
In der radiologischen Konsequenzenanalyse /LAR 13/ wird die Freisetzung von
volatilen Radionukliden aus den Abfällen in die Gasphase, insbesondere aus der
IRF, modelltechnisch durch konservative Annahmen beschrieben. Dies führt in den
Analysen vor allem in der frühen Nachverschlussphase zu einer erhöhten Freisetzung
des 14 C aus den Behältern und andererseits zu einer Überschätzung des aus
dem Endlager strömenden Gases. Es besteht insbesondere F&E-Bedarf hinsicht-
347

lich der Korrosion von Strukturteilen und der temperaturabhängigen Freisetzung
von Radionukliden (Bestimmung von Löslichkeitsgrenzen in der Gas- und Lösungsphase)
bzw. der Wechselwirkungen mit Nebenbestandteilen.
Weiterer Forschungs- und Entwicklungsbedarf, die Modellierung sicherheitsrelevanter
Prozesse betreffend, ist in den entsprechenden Berichten /KOC 12/,
/LAR 13/ und zusammenfassend in /THO 13/ aufgelistet.
Fazit:
Der aus heutiger Sicht verbleibende F&E-Bedarf, der zum Abbau von Ungewissheiten
und zur Bestätigung der Annahmen und Prämissen besteht, wurde im Vorhaben VSG
systematisch identifiziert.
Die wesentlichen Annahmen und Prämissen im Vorhaben VSG resultieren aus der
Tatsache, dass der Salzstock Gorleben untertägig erst teilerkundet ist, offene F&E-
Felder bestehen sowie Annahmen zur Machbarkeit technischer Maßnahmen vorzunehmen
sind.
Für die Zukunft wird eine systematische Optimierung und ein systematischer Vergleich
von Endlagerkonzepten für erforderlich gehalten. Zum Abbau von Ungewissheiten sind
unter anderem langzeitige in situ- und Laboruntersuchungen sowie untertägige Erkundungsarbeiten
erforderlich.
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Bericht KIT-INE 001/12 zum Arbeitspaket 10, Vorläufige Sicherheitsanalyse
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Karlsruher Institut für Technologie - Institut für Nukleare Entsorgung (KIT-
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Engl. Übersetzung von: Projekt Gorleben, Standortbeschreibung Gorleben.
Teil 1: Die Hydrogeologie des Deckgebirges des Salzstocks Gorleben.
Geologisches Jahrbuch, Vol. C 71, 147 Seiten, ISBN 978-3-510-95962-4,
Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe (BGR): Hannover,
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und Rohstoffe (BGR): Hannover, 2007.
/KÖT 07b/ Köthe, A., Hoffmann, N., Krull, P., Zirngast, M., Zwirner, R.: Description of
the Gorleben site Part 2: Geology of the Overburden and adjoining rock of
the Gorleben salt dome. Engl. Übersetzung von: Projekt Gorleben, Standortbeschreibung
Gorleben. Teil 2: Die Geologie des Deck- und Nebengebirges
des Salzstocks Gorleben. Geologisches Jahrbuch, Vol. C 72, 201
Seiten, ISBN 978-3-510-95963-1, Bundesanstalt für Geowissenschaften
und Rohstoffe (BGR): Hannover, 2007.
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Mrugalla, S.: Geowissenschaftliche Langzeitprognose. Bericht zum Arbeitspaket
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Peiffer, F., McStocker, B., Gründler, D., Ewig, F., Thomauske, B., Havenith,
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Röhlig, K.-J., Appel, D., Kienzler, B., Lux, K.H., Odoj, R., Plischke, E.: Review
des im Vorhaben „Überprüfung und Bewertung des Instrumentariums
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Clausthal-Zellerfeld, 2009.
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(Strahlenschutzverordnung - StrlSchV), in der Fassung vom 20. Juli 2001
(BGBl. I S. 1714; 2002 I S. 1459), zuletzt geändert durch Artikel 2 des Gesetzes
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Thomauske, B., Charlier, F.: Forschungs- und Entwicklungsbedarf auf Basis
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Urai, J.L., Spiers, C.J.: The effect of grain boundary water on deformation
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Vigfusson, J., Madoux, J., Raimbault, P., Röhlig, K.-J., Smith, R.: European
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Gorleben GE442800000, Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe
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/WEB 13/
Weber, J.R., Hammer, J., Behlau, J., Schulze, O., Heemann, U., Mingerzahn,
G., Popp, T.: Offene Klüfte im Zentralbereich des Hauptsalzes im
Salzstock Gorleben unwahrscheinlich. Stellungnahme von Bundesanstalt
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/WIE 12/
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Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben, Gesellschaft für
Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH: Braunschweig, August 2012.
/WOL 12a/ Wolf, J., Behlau, J., Beuth, T., Bracke, G., Bube, C., Buhmann, D., Dresbach,
C., Hammer, J., Keller, S., Kienzler, B., Klinge, H., Krone, J., Lommerzheim,
A., Metz, V., Mönig, J., Mrugalla, S., Popp, T., Rübel, A., Weber,
J.R.: FEP-Katalog für die VSG. Konzept und Aufbau. Bericht zum
Arbeitspaket 7, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben,
GRS-282, ISBN: 978-3-939355-58-8, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, 2012.
/WOL 12b/ Wolf, J., Behlau, J., Beuth, T., Bracke, G., Bube, C., Buhmann, D., Dresbach,
C., Hammer, J., Keller, S., Kienzler, B., Klinge, H., Krone, J., Lommerzheim,
A., Metz, V., Mönig, J., Mrugalla, S., Popp, T., Rübel, A., Weber,
J.R.: FEP-Katalog für die VSG. Dokumentation. Bericht zum
Arbeitspaket 7, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben,
GRS-283, ISBN: 978-3-939355-58-8, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, 2012.
363

XIE 12/
Xie, M., Herbert, H.-J.: Geochemical analysis of the sealing system. Bericht
zum Arbeitspaket 9.1.2, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort
Gorleben, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH:
Braunschweig, Februar 2012.
364

Abbildungsverzeichnis
Abb. 2.1
Übertägige Anlagen des Erkundungsbergwerks Gorleben. Im
Vordergrund Schacht Gorleben 1. (Quelle: DBE TECHNOLOGY
GmbH) ....................................................................................................... 14
Abb. 3.1 Strukturplan des Vorhabens VSG ............................................................. 19
Abb. 4.1
Schematische Darstellung der Einbindung des Sicherheits- und
Nachweiskonzeptes in die VSG-Arbeiten ................................................. 50
Abb. 4.2
Zeitliche Wirkung der verschiedenen Barrieren im Endlagersystem in
der Nachverschlussphase, aus /MÖN 12/ ................................................. 57
Abb. 5.1
Position von Schächten, Infrastrukturbereich, Richtstrecken und
Querschlägen im schachtnahen Bereich (Beispiel optimiertes
Streckenlagerungskonzept), aus /BOL 12/................................................ 98
Abb. 5.2
Variante A: Optimierte Einlagerungsfelder (West 1 bis West 3) für
radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung im
Westflügel, aus /BOL 12/ .......................................................................... 99
Abb. 5.3
Variante B1: Einlagerungsfelder (Ost 1 bis 12) für die
Streckenlagerung von wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen und
Brennelement-Struktur-teilen im Ostflügel, aus /BOL 12/ ....................... 101
Abb. 5.4
Variante B2: Einlagerungsfeld für 70 Transport und Lagerbehälter, aus
/BOL 12/ .................................................................................................. 101
Abb. 5.5
Variante C: Bohrlochlagerung von Endlagerbehältern mit
wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen sowie Brennelement-
Strukturteilen im Ostflügel des Salzstockes, aus /BOL 12/ ..................... 103
Abb. 5.6 Beispiel für eine Teilschnittmaschine (Westfalia-Luchs), aus /BOL 11/ .. 111
Abb. 5.7
Zeitlicher Verlauf der Temperatur an den geplanten
Verschlussstandorten und entlang der Schachtachse im Fall der
Streckenlagerung (Variante B1), aus /BOL 12/ ....................................... 113
Abb. 5.8
Zeitlicher Verlauf der Temperatur an den Streckenverschlüssen und
entlang der Schachtachse im Fall der Bohrlochlagerung (Variante C),
aus /BOL 12/ ........................................................................................... 113
365

Abb. 5.9
Planerische Umsetzung des Sicherheitsabstandes (blau gestrichelte
Linie) im Fall der Einlagerungsvariante AB1 (Streckenlagerung) ............ 115
Abb. 5.10
Planerische Umsetzung des Sicherheitsabstandes (blau gestrichelte
Linie) im Fall der Einlagerungsvariante AC (Bohrlochlagerung) ............. 116
Abb. 5.11
Variante B1 (Streckenlagerung): Zeitlicher Temperaturverlauf für
markante Punkte innerhalb der Einlagerungsfelder (links) und im
Abstand von 50 m zur Umfahrung (rechts), aus /BOL 12/ ...................... 124
Abb. 5.12
Variante C (Bohrlochlagerung): Zeitlicher Temperaturverlauf an der
Oberfläche ausgewählter Verrohrungen der Einlagerungsfelder (links)
und im Abstand von 50 m zur Umfahrung (rechts) jeweils in einer
Teufe von 1.025 m, aus /BOL 12/ ........................................................... 125
Abb. 5.13
Austritt von Kohlenwasserstoffen (Kondensat) am Stoß und Firste im
Querschlag 1 Ost der Erkundungssohle (Quelle: DBE/BGR) ................. 129
Abb. 5.14
Übersichtsdarstellung zu den Verfüll- und Verschlussmaßnahmen am
Beispiel der Streckenlagerung (Variante B1) .......................................... 142
Abb. 5.15
Konstruktive Gestaltung der Streckenverschlüsse West, Mitte, Ost und
Nord, aus /MÜL 12a/ ............................................................................... 143
Abb. 5.16 Modifizierter Funktionsentwurf zum Schachtverschluss Gorleben 1,
aus /MÜL 12a/ ......................................................................................... 145
Abb. 5.17
Entwicklung der Porosität des Salzgrusversatzes in einzelnen
Strecken in Abhängigkeit von Feuchtegrad und Wärmeeintrag bei
schneller Kompaktion, aus /LAR 13/ ....................................................... 165
Abb. 5.18
Abmessungen einer Einlagerungsstrecke, bezogen auf einen
POLLUX ® -Behälter, zur Berechnung der Feuchtigkeitsmengen
(Variante B1), aus /BRA 12/ .................................................................... 166
Abb. 5.19
Ergebnisse der Versatzdruckversuche der BGR: Versatzdruckkurven
mit Variation des Feuchtegehalts (trocken bzw. 1,2 Gew.-% Sole) und
der Temperatur, aus /KRÖ 09/ ................................................................ 169
Abb. 5.20
Schematische Darstellung der methodischen Elemente für die
Szenarienentwicklung aus /BEU 12b/ ..................................................... 178
366

Abb. 5.21
Darstellung der möglichen Wahrscheinlichkeitsklassen (gelbe
Markierung) der unterschiedlichen Szenarien, aus /BEU 12b/ ................ 179
Abb. 5.22
Schematische Darstellung der einzubeziehenden Abhängigkeiten zur
Bestimmung der Ausprägung von Initial-FEP, aus /BEU 12b/ ................ 180
Abb. 5.23
Zusammenfassung der Alternativszenarien für die
Einlagerungsvarianten, auf Basis von /BEU 12b/ ................................... 182
Abb. 5.24
Auswertung des Minimalspannungskriteriums 30 Jahre nach
Einlagerungsbeginn. Kriterienverletzung (n F < 1) im lila bis roten
Bereich, aus /KOC 12/ ............................................................................ 190
Abb. 5.25
Struktur des technischen Funktionsnachweises für das
Verschlusssystem; hydraulische Einwirkungen (hydromechanische
Einwirkungen), thermische Einwirkungen (thermochemische und
thermo-mechanische Einwirkungen), aus /MÜL 12a/.............................. 195
Abb. 5.26
Darstellung des Ostflügels (Einlagerungsvariante B1) mit dem
Infrastrukturbereich auf der 870-m-Sohle im MARNIE-Grubenmodell .... 209
Abb. 5.27
Modellgitter des Grubenbaus für die Einlagerungsvarianten AB1 und
B1 im TOUGH2-Grubenmodell ............................................................... 210
Abb. 5.28
RGI am Streckenverschluss Ost (Einlagerungsvariante B1) als
Ergebnis durchgeführter Radionuklidtransportrechnungen: Ausschnitt
aus den Parametervariationen des Referenz- und
Alternativszenariums Schachtverschlussversagen, aus /LAR 13/ .......... 212
Abb. 5.29 Variation der Position defekter Behälter (Variante B1), aus /LAR 13/ ..... 214
Abb. 5.30
14 C-Freisetzung in den Infrastrukturbereich, Rechenfälle für das
Referenzszenarium (U1 – U4 nur Westflügel, U5 beide Flügel) ............. 217
Abb. 5.31
14 C- Freisetzung in den Infrastrukturbereich: Rechenfälle für die
Alternativszenarien, Einlagerungsvariante AB1, aus /LAR 13/ ............... 220
Abb. 5.32
Mit TOUGH2 berechneter RGI auf Basis der Aktivitätsströme durch die
untersten Dichtelemente der Schachtverschlüsse (Summe aus
Schacht 1 und 2), aus /LAR 13/ .............................................................. 222
367

Abb. 5.33
Schematische Darstellung der Lage der Außenkante des
einschlusswirksamen Gebirgsbereichs im Fall der
Einlagerungsvariante AB1 (Streckenlagerung) ....................................... 230
Abb. 6.1
Zeitlicher Verlauf der Temperatur im Abstand von 50 m zur Umfahrung
und am Salzspiegel für das Streckenlagerungskonzept (links) und das
Bohrlochlagerungskonzept (rechts), aus /BOL 12/.................................. 287
Abb. 6.2
Skizze zur Tiefeneinwirkung von glazialer Rinnenbildung, Subrosion
und Diapirismus, aus /KOC 12/ ............................................................... 300
Abb. 7.1
Endlagerkonzeptoptimierung: Entfall der nördlichen Richtstrecke und
Verlängerung der südlichen Richtstrecke................................................ 335
Abb. 7.2
Endlagerkonzeptoptimierung: Zentrale Lage der Einlagerungskammer
für die Brennelement-Strukturteile in Feld Ost 12 ................................... 337
Abb. A. 1 Vereinfachter geologischer Schnitt durch das Untersuchungsgebiet ...... 382
Abb. A. 2 Stratigraphische und lithologische Gliederung des Tertiär ...................... 386
Abb. A. 3 Litho- und biostratigraphische Gliederung des Quartär........................... 388
Abb. A. 4
Geologischer und hydrochemischer Profilschnitt (Lage des
Profilschnittes s. Abb. A.2) ...................................................................... 390
Abb. A. 5 Schema des Salzwassertransports aus der Gorlebener Rinne ............... 394
368

Tabellenverzeichnis
Tab. 5.1
Zuordnung der im Sicherheitskonzept geforderten Maßnahmen (M) zu
den Endlagersystemkomponenten ............................................................ 79
Tab. 5.2
Anzahl der für die direkte Endlagerung zu berücksichtigenden
bestrahlten Brennelemente /PEI 11b/ ....................................................... 83
Tab. 5.3
Mengengerüste der Abfälle aus der Wiederaufarbeitung (Anzahl der
Kokillen) /PEI 11b/ ..................................................................................... 85
Tab. 5.4
Mengengerüste der Abfälle aus Forschungs- und Prototypreaktoren
/PEI 11b/ ................................................................................................... 87
Tab. 5.5
Mobile Wassergehalte pro Behälter für das Einlagerungskonzept AB1
(Streckenlagerung, s. Kap. 5.1.2.1, aus /LAR 13/) .................................... 93
Tab. 5.6
Zusammenstellung der Materialspezifikationen, Mächtigkeiten und
Teufenlage der Funktionselemente im salinaren Teil des
Schachtverschlusses Gorleben 1 (modifizierter Funktionsentwurf, aus
/MÜL 12a/) .............................................................................................. 146
Tab. 5.7 Auslegungsgrößen der Funktionselemente nach /MÜL 12a/ .................. 153
Tab. 5.8
Potenzielle Angriffe der vier Dichtelemente durch korrosionsaggressive
Lösungszusammensetzungen und entsprechende Gegenmaßnahmen
................................................................................................... 162
Tab. 5.9
Abfallnah durch den Salzgrusversatz eingebrachte
Feuchtigkeitsmengen pro Behälter für den Ost- und Westflügel aus
/FRI 12/ ................................................................................................... 167
Tab. 5.10
Wahrscheinliche FEP mit direkter Beeinträchtigung einer Initial-
Barriere (Initial-FEP) ............................................................................... 175
Tab. 5.11 Weniger wahrscheinliche FEP ............................................................... 176
Tab. 5.12 FEP mit Eintrittswahrscheinlichkeit „nicht zu betrachten“........................ 176
Tab. 5.13
Wahrscheinliche FEP ohne Relevanz für ein Endlager am Standort
Gorleben ................................................................................................. 176
369

Tab. 5.14
Ausgewählte Rechenprogramme der Projektpartner und dabei
verwendete Modellgeometrien, aus /KOC 12/ ........................................ 185
Tab. 5.15 Zuordnung der FEP zu den Rechenprogrammen, aus /KOC 12/............ 187
Tab. 5.16 Alternativszenarien zur Integritätsprüfung, aus /KOC 12/ ....................... 192
Tab. 6.1 Anforderungen an die Endlagerauslegung, nach /BMU 10a/ .................. 259
Tab. 6.2 Anforderungen an die Sicherheitsnachweise, nach /BMU 10a/ .............. 268
Tab. 6.3
Vorgaben zum sicheren und nachsorgefreien Einschluss der
Radionuklide im einschlusswirksamen Gebirgsbereich, nach
/BMU 10a/ ............................................................................................... 290
Tab. A. 1 Erkundete, vereinfachte Schichtenfolge des Salzstocks Gorleben ......... 401
370

Verzeichnis der VSG-Abschlussberichte und Memos
Arbeitspaket-Abschlussberichte
AP 2
AP 2
AP 2
AP 3
AP 3
Zitat
Hammer, J., Fleig, S., Mingerzahn, G., Kühnlenz, T., Mertineit,
M., Pusch, M., Schramm, M., Behlau, J., Zaretzki,
B., Hesser, J., Shao, H., Köthe, A.: Salzgeologische Bewertung
des Einflusses von „kryogenen Klüften“ und halokinetischen
Deformationsprozessen auf die Integrität der
geologischen Barriere des Salzstocks Gorleben. Bericht
zum Arbeitspaket 2, Vorläufige Sicherheitsanalyse für
den Standort Gorleben, GRS-273, ISBN: 978-3-939355-
49-6, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, Juli 2012.
Mrugalla, S.: Geowissenschaftliche Langzeitprognose.
Bericht zum Arbeitspaket 2, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben, GRS-275, ISBN 978-3-
939355-51-9, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH, Köln, Juli 2011.
Kukla, P.; Pechnig, R.; Urai, J.: Sichtung und Bewertung
der Standortdaten Gorleben. Bericht zum Arbeitspaket 2,
Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-276, ISBN 978-3-939355-52-6, Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit, Köln, Oktober 2011.
Peiffer, F.; McStocker, B.; Gründler, D.; Ewig, F.; Thomauske,
B.; Havenith, A.; Kettler, J.: Abfallspezifikation und
Mengengerüst – Basis Laufzeitverlängerung der Kernkraftwerke
(September 2010). Bericht zum Arbeitspaket
3, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-274 mit Anhang (CD-ROM), ISBN 978-3-
939355-50-2, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit,
Köln, Juli 2011.
Peiffer, F.; McStocker, B.; Gründler, D.; Ewig, F.; Thomauske,
B.; Havenith, A.; Kettler, J.: Abfallspezifikation und
Mengengerüst – Basis Ausstieg aus der Kernenergienutzung
(Juli 2011). Bericht zum Arbeitspaket 3, Vorläufige
Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben. GRS-278
mit Anhang (CD-ROM), ISBN 978-3-939355-54-0, Gesellschaft
für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Köln, September
2011.
Arbeitspaket
GRS-
Nummer
GRS-273
GRS-275
GRS-276
GRS-274
GRS-278
371

AP 4
AP 4
AP 5
AP 6
AP 7
AP 7
Zitat
Mönig, J.; Buhmann, D.; Rübel, A.; Wolf, J.; Baltes, B.;
Peiffer, F.; Fischer-Appelt, K.: Grundzüge des Sicherheitsund
Nachweiskonzeptes. Bericht zum Arbeitspaket 4,
Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-271, ISBN 978-3-939355-47-2, Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit, Köln, Juni 2011.
Mönig, J.; Buhmann, D.; Rübel, A.; Wolf, J.; Baltes, B.;
Fischer-Appelt, K.: Sicherheits- und Nachweiskonzept.
Bericht zum Arbeitspaket 4, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben. GRS-277, ISBN 978-3-
939355-53-3, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit,
Köln, Juni 2012.
Bollingerfehr, W.; Filbert, W., Lerch, C.; Tholen, M.: Endlagerkonzepte.
Bericht zum Arbeitspaket 5, Vorläufige
Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben. GRS-272,
ISBN 978-3-939355-48-9, Gesellschaft für Anlagen- und
Reaktorsicherheit, Köln, Juli 2011.
Bollingerfehr, W.; Filbert, W.; Dörr, S., Herold, P., Lerch,
C.; Burgwinkel, P., Charlier, F., Thomauske, B., Bracke,
G., Kilger, R.: Endlagerauslegung und -optimierung. Bericht
zum Arbeitspaket 6, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben. GRS-281, ISBN 978-3-939355-
57-1, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit,
Köln, Juni 2012.
Wolf, J.; Behlau, J.; Beuth, T.; Bracke, G.; Bube, C., Buhmann,
D.; Dresbach, C.; Hammer, J.; Keller, S.; Kienzler,
B.; Klinge , H., Krone, J.; Lommerzheim, A.; Metz, V.; Mönig,
J.; Mrugalla, S.; Popp, T.; Rübel, A.; Weber, J.R.:
FEP-Katalog für die VSG. Konzept und Aufbau. Bericht
zum Arbeitspaket 7, Vorläufige Sicherheitsanalyse für
den Standort Gorleben, GRS-282, ISBN 978-3-939355-58-
8, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)
mbH: Köln, Juni 2012.
Wolf, J.; Behlau, J.; Beuth, T.; Bracke, G.; Bube, C., Buhmann,
D.; Dresbach, C.; Hammer, J.; Keller, S.; Kienzler,
B.; Klinge , H., Krone, J.; Lommerzheim, A.; Metz, V.; Mönig,
J.; Mrugalla, S.; Popp, T.; Rübel, A.; Weber, J.R.:
FEP-Katalog für die VSG. Dokumentation. Bericht zum
Arbeitspaket 7, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den
Standort Gorleben. GRS-283 (CD-ROM), ISBN 978-3-
939355-58-8, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, Juni 2012.
Arbeitspaket
GRS-
Nummer
GRS-271
GRS-277
GRS-272
GRS-281
GRS-282
GRS-283
372

AP 8
AP 9.1
AP 9.2
AP 9.2
AP 10
AP 11
Zitat
Beuth, T.; Bracke, G.; Buhmann, D.; Dresbach, C.; Keller,
S.; Krone, J.; Lommerzheim, A.; Mönig, J.; Mrugalla, S.;
Rübel, A.; Wolf, J.: Szenarienentwicklung: Methodik und
Anwendung. Bericht zum Arbeitspaket 8, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben. GRS-284 mit
Anhängen A-D (CD-ROM), ISBN 978-3-939355-60-1,
Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)
mbH: Köln, August 2012.
Kock, I.; Eickemeier, R.; Frieling, G.; Heusermann, S.;
Knauth, M.; Minkley, W.; Navarro, M.; Nipp, H.-K.; Vogel,
P.: Integritätsanalyse der geologischen Barriere. Bericht
zum Arbeitspaket 9.1, Vorläufige Sicherheitsanalyse für
den Standort Gorleben. GRS-286, ISBN 978-3-939355-62-
5, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)
mbH: Köln, Juli 2012.
Müller-Hoeppe, N.; Buhmann, D.; Czaikowski, O.; Engelhardt,
H.-J.; Herbert, H.-J.; Lerch, C.; Linkamp, M.;
Wieczorek, K.; Xie, M.: Integrität geotechnischer Barrieren
–Teil 1: Vorbemessung. Bericht zum Arbeitspaket 9.2,
Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-287, ISBN 978-3-939355-63-2, Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit, Köln, Juli 2012.
Müller-Hoeppe, N.; Breustedt, M.; Czaikowski, O.; Wieczorek,
K.; Wolf, J.: Integrität geotechnischer Barrieren –Teil
2: Vertiefte Nachweisführung. Bericht zum Arbeitspaket
9.2, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-288, ISBN 978-3-939355-64-9, Gesellschaft für
Anlagen- und Reaktorsicherheit, Köln, Oktober 2012.
Larue, J., Baltes, B., Fischer, H., Frieling, G., Kock, I., Navarro,
M., Seher, H.: Radiologische Konsequenzenanalyse.
Bericht zum Arbeitspaket 10, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben, GRS-289, ISBN 978-
3-939355-65-6, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, Februar 2013.
Beuth, T.; Baltes, B.; Bollingerfehr, W.; Buhmann, D.;
Charlier, F.; Filbert, W.; Fischer-Appelt, K.; Mönig, J.;
Rübel, A.; Wolf, J.: Untersuchungen zum menschlichen
Eindringen in ein Endlager. Bericht zum Arbeitspaket 11,
Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben.
GRS-280, ISBN 978-3-939355-56-4, Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit (GRS) mbH: Köln, Juni 2012.
Arbeitspaket
GRS-
Nummer
GRS-284
GRS-286
GRS-287
GRS-288
GRS-289
GRS-280
373

AP 12
AP 13
AP 14
AG KW
Zitat
Peiffer, F., McStocker, B.: Einschätzung betrieblicher
Machbarkeit von Endlagerkonzepten. Bericht zum
Arbeitspaket 12. Vorläufige Sicherheitsanalyse für den
Standort Gorleben. GRS-279, ISBN 978-3-939355-55-7,
Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)
mbH: Köln, März 2012.
Fischer-Appelt, K., Baltes, B., Buhmann, D., Larue, J.,
Mönig, J.: Synthesebericht für die VSG. Bericht zum
Arbeitspaket 13, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den
Standort Gorleben, GRS-290, ISBN 978-3-939355-66-3,
Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)
mbH: Köln, März 2013.
Thomauske, B., Charlier, F.: Forschungs- und Entwicklungsbedarf
auf Basis der Erkenntnisse aus der VSG sowie
Empfehlungen. Bericht zum Arbeitspaket 14, Vorläufige
Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben,
GRS-304, ISBN 978-3-939355-83-0, Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit (GRS) mbH: Köln,
März 2013.
Bracke, G., Popp, T., Püttmann, W., Kienzler, B., Lommerzheim,
A., Moog, H.: Berücksichtigung der Kohlenwasserstoffvorkommen
in Gorleben. Bericht der Arbeitsgruppe
„Kohlenwasserstoffe“, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben, GRS-285, ISBN 978-
3-939355-61-8, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit
(GRS) mbH: Köln, August 2012.
Arbeitspaket
GRS-
Nummer
GRS-279
GRS-290
GRS-304
GRS-285
374

Technische Berichte/Memos
(interne Arbeitsunterlagen der VSG, nur z. T. als eigenständige Berichte veröffentlicht)
Lfd.
Nr.
Titel Autoren Datum
1 Sicherheitsabstände zur vorläufigen Dimensionierung
eines untertägigen Endlagers für
wärmeentwickelnde Abfälle im Salzgebirge,
Memo
2 Empfehlungen der BGR zur Berücksichtigung
der Kohlenwasserstoff-Vorkommen im
Hauptsalz des Salzstockes Gorleben im
Rahmen einer vorläufigen Sicherheitsanalyse,
Memo
3 Zusammenstellung von Stoffparametern für
Salzgrus, Entwurf/Diskussionsgrundlage,
Memo
4 Materialspezifikationen für Dichtelemente
für die Planung von Schacht- und Streckenverschlüssen
(Arbeitspaket 9.1.2, Memo,
Rev-01)
5 Zeitliche Belegung der Einlagerungsfelder in
der Variante B1, Memo
6 Beantwortung der Fragen der GRS zu den
Betonmengen, den Wasserinhalten und den
ggf. vorhandene Metallanteilen in den Behältern,
in den Materialien bei der Konditionierung
und in den Abfällen selbst, Memo
7 Thermische Behälterleistung in den Varianten
B1 und C und Überprüfung der Einlagerung
in der Variante B1, Memo
8 Radionuclide Source Term for HLW Glass,
Spent Nuclear Fuel, and Compacted Hulls
and End Pieces (CSD-C Waste). Als Bericht
KIT-INE 003/11 zum Arbeitspaket 10, Vorläufige
Sicherheitsanalyse für den Standort
Gorleben, KIT-SR 7624, ISBN 978-3-86644-
907-7
9 Konzept Rückholung zu Variante C, Bohrlochlagerung
(AP 6), Memo 201031-
NSE/DEBETEC
10 Bestimmung der Oberflächenfeuchte von
Steinsalzgrus aus dem Erkundungsbergwerk
Gorleben. Memo im Arbeitspaket 9.1.2
Minkley, M.; Popp, T.
(IfG)
Weber, J.; Hammer,
J.; Schulze, O (BGR)
Wieczorek, K.;
Czaikowski, O.
(GRS),
Lerch, C.
(DBE TECHNOLOGY)
Engelhardt, H.; Jobmann,
J.; Müller-
Hoeppe, N. (DBE-
Tec)
29.10.2010
09.02.2011
21.06.2011
August
2011
Lerch, CH. (DBETec) 12.09.2011
Dörr, S.;
Filbert, W.;
Tholen, M.
(DBE TECHNOLOGY)
Lerch, Chr. (DBE
TECHNOLOGY)
Kienzler, B.,
Altmaier, M.,
Bube, C.,
Metz, V.
(KIT-INE)
nse/
DBE TECHNOLOGY
Engelhardt, H.J.,
Stradinger, A., v.
Borstel, L.E.
(DBE TECHNOLOGY)
11 E-Mail: SLB1-2D Eickemeier, R.
(BGR)
November
2011
12.12.2011
2012
Januar
2012
Januar
2012
11.01.2012
375

Lfd. Titel Autoren Datum
Nr.
12 E-Mail: Ergänzung Materialkennwerte Müller-Hoeppe, N. 13.01.2012
(DBE TECHNOLOGY)
13 E-Mail: VSG-Randbedingungen aus Thermomechanik
Knauth, M. (IfG) 17.01.2012
auf den Schacht
14 Materialspezifikationen für Filter/Aufsättigungs-
Müller-Hoeppe, N. 26.01.2012
und Widerlager/Speicherelemente
sowie eines Langzeitdichtelementes für die
Planung von Schacht- und Streckenverschlüssen
(Arbeitspaket 9.1.2, Memo)
(DBE TECHNOLOGY)
15 E-Mail: Druckverlauf Kock, I. (GRS) 10.02.2012
16 Geochemical analysis of the sealing system,
Technical Report to Work package
9.1.2, GRS – 308, ISBN 978-3-939355-87-8
17 Betrachtungen zum Kritikalitätsausschluss
in der Nachverschlussphase (AP6 Endlagerauslegung
und Optimierung), Memo
18 Zufluss in das Grubengebäude bei
Schachtversagen, Modell-rechnungen mit
dem Computercode LOPOS. Vorläufige
Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben,
grs-notiz 808800-05, Version 04
19 Durchströmung von Schachtverschlüssen,
Modellrechnungen mit dem Computercode
LOPOS, Veränderte Aufteilung des
Schachts. Vorläufige Sicherheitsanalyse für
den Standort Gorleben, grs-notiz 808800-
04, Version 04
20 E-Mail: Datenübermittlung und Ergebnisse
zum Druck am nördlichen Damm
21 Hydro-mechanische Eigenschaften von
Salzgrusversatz -
Synoptisches Prozessverständnis und Datenbasis
Xie, M.; Herbert, H.
(GRS)
February
2012
Kilger, R.; Bock, M.; März 2012
Moser, E.; Gmal, B.
(GRS)
Buhmann, D. (GRS) 2.04.2012
Buhmann, D. (GRS) 2.04.2012
Kock, I. (GRS) 07.05.2012
Popp, T.; Salzer, K.
(IfG), Schulze, O.;
Stührenberg, D.
(BGR)
30.05.2012
22 Literaturstudie zur Metallkorrosion, Memo Mönig, H. (GRS) Juni 2012
23 Vertiefte Nachweisführung: 1. Dichtelement
Schachtverschluss Gorleben 1. Memo im
Arbeitspaket 9.2, Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben,
Breustedt, M.
(DBE TECHNOLOGY)
August
2012
24 Konstruktiver Entwurf der Streckenverschlüsse
– Grundlagen für die hydraulische
Auslegung (Variante B1 und Variante A).
Memo im Arbeitspaket 9.1.2
25 Salzgruskompaktion – Kalibrierung der in
CODE_BRIGHT verwendeten physikalischen
Modellansätze zur numerischen Simulation
(AP9 - Integritätsanalyse), Memo
26 Vertiefte Nachweisführung des Schachtverschlusses
Gorleben 1. Arbeitspaket 9.1.2,
Memo
Herold, P.,
Müller-Hoeppe, N.
(DBE TECHNOLOGY)
Czaikowski, O.;
Wieczorek, K.
(GRS)
Wolf, J., Müller-
Hoeppe, N.
(DBE TECHNOLOGY)
August
2012
30.08.2012
Oktober
2012
376

Lfd. Titel Autoren Datum
Nr.
27 In das Endlager eingebrachte Inventare an
Metallen, Organika und weiteren Stoffen,
Dörr, S.; Bollingerfehr,
W.; Filbert, W.;
Oktober
2012
Memo
Tholen, M.
(DBE TECHNOLOGY)
28 Berechnung des freien Volumens in einem Dörr, S.; Filbert, W. 26.11.2012
POLLUX®-Behälter, Memo
(DBE TECHNOLOGY)
29 Source Term for Irradiated Fuel from Prototype,
Kienzler, B., Altmaier,
2013
Research and Education Reactors, for
Waste Forms with Negligible Heat Producing
Waste Forms and for Uranium Tails. Als
Bericht KIT-INE 001/12 zum Arbeitspaket
10, Vorläufige Sicherheitsanalyse für den
Standort Gorleben, KIT SR-7635, ISBN:
978-3-86644-964-0
M., Bube, C.,
Metz, V. (KIT-INE)
30 Zusammenstellung der Inventare zur Modellierung
(AP 10), Memo
Seher, H. (GRS) März 2013
31 Offene Klüfte im Zentralbereich des
Hauptsalzes im Salzstock Gorleben unwahrscheinlich,
Stellungnahme von BGR
und IfG, Memo
32 Qualifizierung der in der VSG verwendeten
Rechenprogramme, Memo
33 Modellaufbau und Randbedingungen für
den zweiphasigen Radionuklidtransport
(TOUGH2) (AP 10), Memo
Weber, J.; Hammer, 24.01.2013
J.; Schulze, O.;
Behlau, J.; (BGR)
Minkley, M.; Popp, T.
(IfG)
Kock, I. (GRS) 09.04.2013
Frieling, G. (GRS) 22.04.2013
377

378

A
Anhang: Zusammenfassung der geowissenschaftlichen Standortbeschreibung
Anhang A
Zusammenfassung der
geowissenschaftlichen
Standortbeschreibung
Bericht zum Arbeitspaket 13
Vorläufige Sicherheitsanalyse
für den Standort Gorleben
Siegfried Keller
379

A
Anhang: Zusammenfassung der geowissenschaftlichen
Standortbeschreibung
A.1 Schichtenfolge und Lagerungsverhältnisse im Deck- und Nebengebirge
Die Salzstruktur Gorleben-Rambow mit den sie auf beiden Seiten begleitenden Randsenken
erstreckt sich in SW-NE-Richtung über eine Länge von ca. 30 km diagonal
durch das Untersuchungsgebiet. Die Salzstrukturoberfläche liegt durchschnittlich in
Tiefen von -200 m bis -300 m NN. Südwestlich der Elbe, im Bereich von Gorleben, hat
die Salzstruktur eine Breite von ca. 3,5 km bis 4 km. Sie verengt sich unmittelbar südlich
der Elbe auf ca. 1,5 km bis 2 km und beträgt bei Rambow wieder etwa 3,5 km. Die
Salzstruktur besteht aus dem südwestlich der Elbe gelegenen Salzstock Gorleben und
zieht sich bis zum Salzstock Rambow. Der schmalere Bereich zwischen der Elbe und
Lenzen wird als Übergangsbereich zwischen den beiden Salzstöcken bezeichnet. Der
Salzstock Gorleben bis einschließlich des Übergangsbereichs, nicht jedoch der Salzstock
Rambow, war Ziel der Untersuchungen. Die Sedimente über dem Salzstock Gorleben
sind – von kreidezeitlichen Relikten abgesehen – tertiären und quartären Alters
(Abb. A.1).
381

Abb. A. 1 Vereinfachter geologischer Schnitt durch das Untersuchungsgebiet
A.1.1
Präsalinarer Untergrund
Die Gesteine des präsalinaren Untergrundes liegen etwa in Tiefen von unter 3000 m
bis 4000 m. Es sind Ablagerungen des Unter- und Oberkarbon sowie des vulkanitischen
und sedimentären Rotliegenden mit einer Mächtigkeit von zusammen ca.
3000 m.
Daten des tieferen Untergrundes lieferten im Wesentlichen die Ergebnisse der Erdöl-
Erdgas-Erkundungstätigkeiten außerhalb des Untersuchungsgebietes Gorleben. Die
Mohorovičić-Diskontinuität, kurz Moho genannt, liegt im Bereich der Salzstruktur
Gorleben-Rambow bei ca. 31 km Tiefe im Bereich einer markanten in NNE-SSW-
Richtung streichenden Hochlage, an deren östlicher Flanke die im Rotliegend und Mesozoikum
teilweise aktive Altmark-Schwelle positioniert ist. Die Kristallin-Oberfläche
liegt im Wesentlichen bei ca. >12 km bis

500 m und taucht im umlaufenden Streichen nach Norden auf > 7 000 m ab. Auffallend
ist die gute Koinzidenz mit der Hochlagenzone der Moho.
Das weitere Umfeld des Untersuchungsgebietes Gorleben liegt im regionaltektonischen
Rahmen im Bereich markanter NW-SE streichender Störungszonen, die in der
Literatur vielfach unter dem Sammelbegriff „Elbe-Lineament“ zusammengefasst werden.
Der NW-Abschnitt, der unter dem Begriff „Unterelbe-Linie“ in die Literatur eingegangen
ist, wird als bedeutsame vorvariszische (kaledonische) Terranegrenze betrachtet,
die sich im Grenzbereich Silur/Devon herausbildete. Dagegen bleibt der Einfluss
auf das variszische und postvariszische Stockwerk auf die räumliche Faziesausbildung
des Unterkarbons beschränkt. Ab dem Oberkarbon zeigt die Paläogeographie keine
Beziehungen mehr zur Unterelbe-Linie; die Faziesgrenzen schneiden die Unterelbe-
Linie vielmehr quer. Dies trifft generell auch für die strukturelle Entwicklung der mesozoischen
und känozoischen Sedimentationsräume zu.
Das markanteste strukturgeologische Element der generell nach Norden in Richtung
auf das Zentrum des Norddeutschen Beckens bis in Teufen von mehr als -5100 m NN
abtauchenden Zechsteinbasis ist die Altmark-Schwelle, in deren Kulmination Teufen
von weniger als -3200 m NN zu beobachten sind. Auf dem Top der Altmark-Schwelle in
der Altmark und im südlichen Wendland existiert ein überwiegend SSW-NNE, E-W und
untergeordnet NW-SE streichendes System von Störungen, deren Versätze allerdings
überwiegend sehr gering sind. Eine für die Salzstruktur Gorleben−Rambow aufgrund
ihrer langgestreckten Form postulierte Störung, die besonders den präpermischen Sockel
durchschlagen haben soll, konnte durch Reflexionsseismik im postpermischen
Deckgebirge nicht bestätigt werden. Selbst die Unterschießung des Salzstocks Gorleben
lieferte keine Indizien für Störungen, die Versatzbeträge von mehr als 50 m aufweisen.
A.1.2
Zechstein
Zur Zechstein-Zeit bestanden in Zentraleuropa zwei Hauptbecken, ein südliches und
ein nördliches. Das nördliche Zechsteinbecken erstreckt sich von der nördlichen und
zentralen Nordsee nach Dänemark nördlich des Ringköbing Fünen-Hochs. Norddeutschland
liegt insgesamt im südlichen Zechsteinbecken, dem norddeutschpolnischen
Becken. Die Salzstruktur Gorleben–Rambow befindet sich annähernd im
Zentralteil des südlichen Zechsteinbeckens.
383

Die lithostratigraphische Gliederung des Zechstein im norddeutsch-polnischen Becken
beruht auf der Zyklizität der Ablagerungen (Zechstein 1 bis Zechstein 6: z1 bis z6), die
über das ganze Becken verfolgt werden kann. Die Zyklen zeigen im Groben eine Abfolge
von Peliten, Karbonaten, Sulfaten und Haliten, in denen sich als jüngste Schichten
Kaliflöze einschalten können.
Am Aufbau der Salzstruktur Gorleben–Rambow sind vorwiegend die Staßfurt-, Leineund
Aller-Folge (z2, z3 und z4) beteiligt, deren primäre Mächtigkeiten
Aller-Folge (Zechstein 4, z4) ca. 60 m
Leine-Folge (Zechstein 3, z3) ca. 320 m und
Staßfurt-Folge (Zechstein 2, z2) ca. 700 bis 950 m
betragen haben.
Die älteste Werra-Folge (z1) mit einer Gesamtmächtigkeit von 55 m liegt in flacher Lagerung
den Schichten des Rotliegenden auf. Die Schichten bestehen ausschließlich
aus Ton-, Karbonat- und Sulfatgesteinen und sind nicht am Salzaufstieg beteiligt.
Ebenfalls in flacher Lagerung befinden sich die unteren Schichten der Staßfurt-Folge,
das Staßfurt-Karbonat (z2SK) und der Basalanhydrit (z2BA), die während des Salzaufstiegs
in ihrer Position verblieben. Dagegen nahmen alle übrigen jüngeren Schichten
am Salzaufstieg teil.
Die verbliebenen Zechsteinanteile außerhalb der Salzstruktur Gorleben–Rambow
schwanken in ihren Restmächtigkeiten südöstlich der Salzstruktur zwischen 100 und
200 m und im Bereich der nordwestlichen Randsenke zwischen 200 und 500 m. Dabei
handelt es sich vorwiegend um verfaltete Schichten des Zechstein 3 mit geringeren
Anteilen des Zechstein 2. Dies bedeutet, dass die mobileren Schichten des strukturbildenden
Hauptsalzes (z2HS) nahezu vollständig in die Salzstruktur eingewandert sind.
A.1.3
Trias bis Oberkreide
Die Sedimente der Trias bis Oberkreide liegen in der für das norddeutsch-polnische
Becken bekannten faziellen Entwicklung und petrographischen Ausbildung vor. Die
Verbreitung und Mächtigkeit der Schichten werden sowohl von den Bewegungen der
Altmark-Schwelle, in deren nordöstlichem Randbereich die Salzstruktur Gorleben–
384

Rambow liegt, als auch von halokinetischen Aktivitäten beeinflusst. Auf dem Salzstock
Gorleben sind nur Relikte von kreidezeitlichen Sedimenten punktuell erhalten geblieben.
A.1.4
Tertiär
Die tertiäre Schichtenfolge wird neben der großräumigen regionalen Position des Untersuchungsgebietes
am Südrand des nordwesteuropäischen Tertiärbeckens deutlich
von der halokinetischen Entwicklung der Salzstruktur Gorleben–Rambow beeinflusst.
Während es in den beiderseitigen sekundären Randsenken zu einer starken Mächtigkeitszunahme
der tertiären Sedimente kam, sind die Ablagerungen über der Salzstruktur
in ihrer Mächtigkeit reduziert.
385

Abb. A. 2 Stratigraphische und lithologische Gliederung des Tertiär
386

In den Randsenken ist eine Schichtenfolge vom Oberpaläozän bis zu den untermiozänen
Oberen Braunkohlensanden abgelagert worden, auf dem Salzstockdach sind
Schichten des Unterpaläozäns bis Oberoligozäns erhalten. Die bio- und lithostratigraphische
Gliederung zeigt Abb. A.2.
A.1.5
Quartär
Die quartären Ablagerungen folgen mit einem zeitlichen Hiatus von ca. 15 Mio. Jahren
über den tertiären Schichten. Verbreitung und Lagerungsverhältnisse der Sedimente
werden nicht mehr vordergründig durch halokinetische Strukturen im Untergrund, sondern
von erosiven, akkumulativen und eistektonischen Prozessen im Zuge der nordischen
Inlandvereisungen geprägt. Die Quartärbasis ist eine polygenetisch entstandene
diskordante Fläche, in der Bereiche mit Hochlagen (höher -20 m NN) und rinnenförmige
Vertiefungen bis unter -280 m NN wechseln. Im Rinnentiefsten werden Schichtmächtigkeiten
von ca. 320 m erreicht. Die Anlage der Rinnen erfolgte während der Elster-Kaltzeit
durch subglaziale, untergeordnet exarative Ausräumung. Der quartäre
Sediment-Komplex besteht aus einer Wechselfolge von Schmelzwassersanden, Geschiebemergeln
und Beckenbildungen (Tone, Schluffe und Feinsande). Die lithologisch
vielfältige Schichtenfolge konnte aufgrund biostratigraphischer Untersuchungen und
lithostratigraphischer Methoden gegliedert werden (Abb. A.3).
387

Abb. A. 3 Litho- und biostratigraphische Gliederung des Quartär
388

A.2 Hydrogeologie
A.2.1
Hydrogeologischer Bau des Deckgebirges
Die tertiären und quartären Deckschichten bilden ein bis zu maximal 430 m mächtiges
System von Grundwasserleitern und -geringleitern. Im Umfeld des Salzstocks Gorleben
bildet die Oberfläche des Rupeltons (tolRT) die Basis des regionalen Fließsystems
(Abb. A.4). Diese flächenhaft verbreiteten Tone trennen dieses Aquifersystem von den
im Allgemeinen hochversalzenen tieferliegenden Aquiferen der Randsenken. Während
die darüber lagernden gering durchlässigen tonigen Schluffe des Chatts (toloE) nur von
geringer Bedeutung für die Wasserbewegung sind, bilden die Unteren Braunkohlensande
(tmiBS1) einen bedeutenden überregional verbreiteten Grundwasserleiter, der in
den Randsenken um den Salzstock durchgängig verbreitet ist, wohingegen er über
dem Salzstock fehlt. Die Unteren Braunkohlensande werden vom gering durchlässigen
Hamburg-Ton (tmiHT) überlagert.
Prägendes Strukturelement im Deckgebirge des Salzstocks Gorleben ist die Gorlebener
Rinne. In ihrem zentralen Bereich über dem Salzstock wurde der Rupelton, der den
Salzstock ursprünglich flächenhaft überdeckte, weitestgehend erodiert, so dass die gut
durchlässigen unteren Elster-Rinnensande (qe) in einer Kontaktfläche von 7,5 km 2 unmittelbar
dem Hutgestein, lokal auch Zechsteinsalzen auflagern. Im Norden und Süden
des Salzstocks Gorleben stehen die Sande mit den in den Randsenken verbreiteten
Unteren Braunkohlesanden in hydraulischem Kontakt. Die elsterzeitlichen Rinnensande
werden vom gering durchlässigen Lauenburger Ton-Komplex (qL) überlagert. Die
insgesamt wesentlich inhomogenere, vertikal wie lateral stark gegliederten Schichtenfolge
der saale- (qs) und weichselzeitlichen (qN)- Ablagerungen − ist im Ganzen gesehen
− als heterogener Grundwasserleiter einzustufen.
Hydrogeologisch lässt sich die über dem Salzstock und in den Randsenken verbreitete
Schichtenfolge in ein oberes und ein unteres, durch Grundwassergeringleiter hydraulisch
getrenntes, Hauptgrundwasserstockwerk gliedern. Untere Braunkohlensande und
elsterzeitliche Rinnensande bilden einen im Norden und Süden des Salzstocks hydraulisch
verbundenen unteren Aquifer, die weichsel- und saalezeitlichen Ablagerungen
den oberen Aquifer. Beide Systeme werden durch die Grundwassergeringleiter Hamburg-Ton
und Lauenburger-Ton-Komplex getrennt. Die Trennschichten sind in der Gorlebener
Rinne sowie nördlich der Elbe lückenlos verbreitet, während im Südosten und
389

Nordwesten größere Verbreitungslücken bestehen, so dass beide Aquifere hier in direktem
Kontakt stehen.
Abb. A. 4 Geologischer und hydrochemischer Profilschnitt (Lage des Profilschnittes s.
Abb. A.2)
390

A.2.2
Das Süß-/Salzwassersystem
Wie im gesamten norddeutschen Flachland besteht auch im Umfeld des Salzstocks
Gorleben eine Zweiteilung in einen oberen gering mineralisierten Süßwasserkörper
wechselnder Mächtigkeit und einen unteren Salzwasserkörper unterschiedlicher Salinität.
Eine vergleichbare vertikale Gliederung zeigt sich auch in der chemischen Zusammensetzung
der Grundwässer. Bei den Süßwässern handelt es sich vorherrschend
um Ca-HCO 3 -Wässer. Lediglich in den oberflächennahen Grundwässern dominiert SO 4
gegenüber HCO 3 aufgrund der oberflächlichen Entkalkung der Sedimente. Im Übergangsbereich
zwischen Süß- und Salzwässern führen Ionentauschvorgänge zur Bildung
von Na-HCO 3 -Wässern. Bakterieller Sulfatabbau verbunden mit der Oxidation
organischer Substanz führt zu stark erniedrigten Sulfatgehalten in Süßwässern und
Salzwässern mit mittleren Salinitäten. Die chemische Zusammensetzung der Salzwässer
ist insgesamt sehr einheitlich. Es handelt sich durchweg um Na-Cl-geprägte Halit-
Ablaugungswässer.
Abb. A.5 zeigt die Süß-/Salzwasserverteilung in einem Profilschnitt, der den Salzstock
Gorleben und die umgebenden Randsenken in NW-SE-Richtung quert. Der
Süßwasserkörper hat in der südöstlichen Randsenke eine Mächtigkeit von bis zu
170 m. Die Süß-/Salzwassergrenze befindet sich hier durchgängig innerhalb des unteren
Aquifers, wohingegen sie über der Gorlebener Rinne und in der nordwestlichen
Randsenke wesentlich höher innerhalb der hier lückenlos verbreiteten Grundwassergeringleiter
Hamburg-Ton bzw. Lauenburger-Ton-Komplex, teilweise auch innerhalb des
oberen Aquifers, verläuft.
Im unteren Aquifer der Gorlebener Rinne sind die Grundwässer aufgrund des direkten
Kontaktes mit dem Zechsteinsalinar hochsalin. Die Salzgehalte reichen von ca. 100 g/l
bis zur Salzsättigung von etwa 320 g/l. Im Zentrum der nördlichen Randsenke treten
innerhalb des unteren Aquifers Solen mit vergleichbar hohen Salzgehalten auf. Die
Oberfläche dieses Solenkörpers ist weitgehend horizontal ausgebildet, während seine
Unterfläche an der Aquiferbasis verläuft. In den unterlagernden Schluffen des Eochatt
(toloE) weisen die Porenwässer dagegen deutlich niedrigere Salzgehalte auf.
Die Darstellung der räumlichen Verteilung der Gesamtsalzgehalte des Grundwassers
an der Basis des unteren Aquifers in Abb. A.5 zeigt, dass die Verbreitung der Solen mit
mehr als 200 g/l Gesamtsalzgehalt auf die Gorlebener Rinne und den zentralen, struk-
391

turell tiefsten Bereich der nordwestlichen Randsenke beschränkt ist, wobei beide Bereiche
in direkter Verbindung stehen. Insgesamt ist die Salinität der Salzwässer in der
nordwestlichen Randsenke auch außerhalb des Verbreitungsbereichs dieser Solen mit
Salzgehalten von 50 bis 100 g/l erheblich höher als in der südöstlichen Randsenke
sowie über dem westlichen Teil des Salzstockes mit durchgehender Tonüberdeckung.
Die Salinität der Wässer an der Aquiferbasis liegt dort mit Salzgehalten von weniger als
10 g/l bis etwa 30 g/l vergleichsweise niedrig.
In Abb. A.5a ist die Tiefenlage der Unterfläche des Süßwasserkörpers dargestellt. Diese
hat ein ausgeprägtes Relief, das Beziehungen sowohl zu regionalen hydrogeologischen
Strukturen − insbesondere der Verbreitung der Grundwassergeringleiter − als
auch zur regionalen Grundwasserbewegung erkennen lässt. Die größten Süßwassermächtigkeiten
von mehr als 100 m bis maximal 170 m befinden sich in den Randsenken
im Nordwesten und Südosten des Salzstocks in Gebieten mit absteigender
Grundwasserbewegung, in denen zudem ein direkter hydraulischer Kontakt zwischen
dem oberen und dem unteren Aquifer besteht. Ausgesprochene Salzwasser-
Hochlagen, in denen Salzwässer teilweise das gesamte Aquifersystem bis an die
Grundwasseroberfläche ausfüllen, befinden sich westlich des Salzstocks Gorleben in
einer über dem Salzstock Groß HeideSiemen gelegenen Niederung, in der gesamten
Flussniederung nördlich der Elbe sowie über der Gorlebener Rinne. Die Hochlage über
der Gorlebener Rinne erstreckt sich in Nord-Süd-Richtung vom nordwestlichen Rand
der Rinne im Osten Gorlebens bis nördlich der Elbe, wobei ihre Oberfläche von Süden
nach Norden ansteigt und nahe der Elbe die Grundwasseroberfläche erreicht.
A.2.3
Grundwasserbewegung im Süßwasserkörper
Die großräumige hydrogeologische Situation ist geprägt durch die Lage im Elbeurstromtal.
Die berechneten Neubildungsraten variieren zwischen +200 mm/a im zentralen
Bereich der Geest und -80 mm/a in den Flussniederungen, wo aufgrund der geringen
Flurabstände und der bindigen Böden die Verdunstung den Niederschlag
übersteigt. Das Grundwasser fließt generell von den Höhen der Geest den Niederungen
zu. Hier wird der größte Teil des neu gebildeten Grundwassers oberirdisch in die
Elbe abgeführt. Nur ein sehr kleiner Teil trägt zu einem elbtalabwärts gerichteten
Grundwasserabfluss bei.
Die Geländeoberfläche im Gebiet von Gorleben weist nur sehr geringe Höhenunterschiede
auf. Die maximale Höhendifferenz zwischen den Dünenfeldern der Gartower
392

Tannen im Süden des Salzstocks und der Elbeniederung im Norden beträgt 15 m. Die
entsprechende Höhendifferenz des Grundwasserspiegels liegt bei lediglich 6 m. Das
oberflächennahe Grundwasser strömt mit geringem Gefälle von 1 bis 1,5 ‰ radial von
der Hochlage im Süden des Salzstocks in die umgebenden Senken ab (Abb. A.5c).
A.2.4
Grundwasserbewegung im Salzwasserkörper
Aufgrund der ortsvariablen Salinität der Salzwässer lassen Wasserstandsmessungen
im Salzwasserkörper keine unmittelbaren Rückschlüsse auf die Grundwasserbewegung
im Salzwasserkörper zu.
Durch die Salzablaugung im Zentrum der Gorlebener Rinne kommt es zu einer starken
Aufsalzung der Grundwässer im unteren Rinnenaquifer. Die Verbreitung dieser hochversalzenen
Solen ist nicht nur auf die Gorlebener Rinne begrenzt, sondern sie umfasst
auch den zentralen Bereich der nordwestlichen Randsenke, deren unterer Aquifer
mit den elsterzeitlichen Rinnensanden der Gorlebener Rinne hydraulisch verbunden
ist. Messungen der Porenwasserdrücke in Messstellen in der Gorlebener Rinne zeigen
ein Druckgefälle innerhalb des Salzwassers in nördliche Richtung. Dies lässt darauf
schließen, dass das nördlich gerichtete Süßwasserdruckgefälle in verringertem Maße
auch auf das hochsaline Grundwasser übertragen wird. Dies lässt auf einen Salzwassertransport
aus der Gorlebener Rinne in den unteren Aquifer der nordwestlichen
Randsenke schließen. Die charakteristische Form des Solenkörpers, d. h. seine weitgehend
horizontale Oberfläche und seine konvex ausgebildete Unterfläche, ist durch
das Zusammenwirken der um 15 bis 20 % höheren Dichte der Salzwässer im Vergleich
zu Süßwasser und der Struktur der Randsenkenmulde zu erklären. Die Aquiferbasis im
Zentrum der Mulde liegt um etwa 90 m unter dem Niveau der Basis der Gorlebener
Rinne unmittelbar nördlich des Salzstocks. Salzwässer, die in der Gorlebener Rinne
nach Norden transportiert werden, folgen daher nicht dem weiteren Verlauf der Rinne,
sondern werden dem Gefälle der Aquiferbasis folgend nach Nordwesten zum Zentrum
der Randsenke abgelenkt, wo sie sich aufgrund ihrer erhöhten Dichte an der Aquiferbasis
sammeln (Abb. A.5b). Eine andere prinzipiell mögliche Hypothese, nämlich eine
Herkunft der Solen aus tiefen Wasserleitern im Liegenden kann dagegen zweifelsfrei
aufgrund der wesentlich geringeren Porenwässersalzgehalte in den liegenden Geringleitern
ausgeschlossen werden.
Untersuchungen der Sauerstoff- und Wasserstoff-Isotopenzusammensetzung der
Salzwässer in Verbindung mit Messungen der 14 C-Gehalte zeigen, dass die Solen in
393

der Randsenke pleistozän-kaltzeitlichen Ursprungs sind. Innerhalb des unteren
Aquifers der Gorlebener Rinne ist die Zusammensetzung der Wässer komplexer. Neben
pleistozänen Solen wurden hier einzelne Salzwässer eindeutig holozänen Alters
oder Mischwässer beider Wassertypen nachgewiesen. Die teilweise nacheiszeitliche
Entstehung dieser Solen belegt einerseits, dass die rezente Wasserbewegung den
unteren Rinnenaquifer erfasst, wobei die durch Ablaugung gebildeten Solen ursprünglich
vorhandene pleistozäne Wässer verdrängen bzw. sich mit diesen mischen. Andererseits
beschränkt sich die teilweise Verdrängung pleistozäner Solen durch junge holozäne
Salzwässer bislang nur auf die Gorlebener Rinne selbst bzw. auf unmittelbar
angrenzende Bereiche. Dies lässt auf einen insgesamt nur geringen Wasserdurchsatz
durch den Rinnenaquifer seit dem Pleistozän schließen.
Abb. A. 5 Schema des Salzwassertransports aus der Gorlebener Rinne
Der den unteren Aquifer der Gorlebener Rinne flächenhaft überlagernde gering durchlässige
Lauenburger-Ton-Komplex verhindert prinzipiell den direkten Salzwasseraustrag
in den oberflächennahen Grundwasserleiter, jedoch existiert über der Gorlebener
Rinne die beschriebene, lokal begrenzte Salzwasserhochlage mit außergewöhnlich
hohen Salzgehalten. Die Erstreckung dieser Salzwasserhochlage in Richtung des regionalen
Grundwasserabstroms und die außergewöhnlich hohen Salzgehalte in ihrem
Wurzelbereich machen eine Verbindung dieser Wässer mit den hochsalinen Wässern
394

des unteren Rinnenaquifers wahrscheinlich, auch wenn durch Erkundungsbohrungen
im fraglichen Gebiet keine erhöhten vertikalen Durchlässigkeiten oder Verbreitungslücken
im Lauenburger-Ton-Komplex nachgewiesen wurden. Aller Wahrscheinlichkeit
nach handelt es sich um Salzwässer aus dem unteren Rinnenaquifer, die über lokal
begrenzte hydraulische Fenster in das obere Aquifersystem aufströmen und in den
Grundwasseraufstromgebieten der Elbeniederung in verdünnter Form an die Grundwasseroberfläche
gelangen (Abb. A.5 a, d).
395

A.3 Geologie des Salzstocks Gorleben
A.3.1
Entwicklungsgeschichte der Salzstruktur Gorleben-Rambow
Mit Hilfe der Schichtabfolgen vom Zechstein bis Quartär auf und neben der Salzstruktur
Gorleben-Rambow lässt sich die Entwicklungsgeschichte des Gebietes rekonstruieren
(/ZIR 04/: Randsenkenanalyse). Die Zechsteinabfolge besaß primär eine Mächtigkeit
von über 1.000 m. Sie weist heute außerhalb der Salzstöcke nur noch
Restmächtigkeiten von 100 bis 500 m auf. Der größte Teil des mobilen Salzes wanderte
in die Salzstöcke. Die Zechsteinbasis liegt heute im Strukturbereich in einer Tiefe
von etwa -3100 bis -4450 m.
Unter dem Salzstock Gorleben ist die Zechsteinbasis als Hochlage ausgebildet, die zur
Entstehung des Salzstocks an dieser Stelle beitrug. Es fehlen bedeutende Störungszonen,
die den Salzaufstieg eingeleitet haben könnten. Im Salzeinzugsgebiet des
Salzstocks Gorleben sind nach den Ergebnissen der Randsenkenanalyse von den primär
max. 1400 m mächtigen Zechsteinsalzen 53 % in den Salzstock gewandert.
185 km³ Salz sind im Salzeinzugsgebiet noch vorhanden, etwa die Hälfte davon ist im
Salzstock akkumuliert. Beim Salzaufstieg traten im Bereich des Hauptsalzes in Höhe
der geplanten Einlagerungssohle in 870 m Tiefe Salzfließgeschwindigkeiten von max.
0,34 mm/a während der Oberkreide und bis 0,07 mm/a im Zeitraum Miozän bis Quartär
auf. Die eingewanderten Salzmengen hoben dabei die Salzstockoberfläche etwa 0,08
mm/a zur Oberkreidezeit und 0,02 mm/a im Zeitraum Miozän bis Quartär. Die Berechnungen
zur Randsenkenanalyse belegen, dass die Salzeinwanderung seit dem Kreidemaximum
bis zur jüngsten geologischen Vergangenheit stetig abnahm.
A.3.2
Hutgestein des Salzstocks Gorleben
Das Hutgestein eines Salzstocks entsteht durch Umkristallisieren aus flüssiger Phase
und durch Auflösung der leicht löslichen Salzminerale mit Ablagerung der schwer oder
nicht löslichen Bestandteile am Salzspiegel. Im Hutgestein liegen also die jüngsten,
aus dem Lösungsvorgang entstehenden Schichten unten am Salzspiegel und die ältesten
am Top des Hutgesteins. Hauptanhydrit, Pegmatitanhydrit, die Anhydritmittel aus
dem Anhydritmittelsalz sowie alle tonreichen Abfolgen werden in das Hutgestein eingebaut,
ohne dass ihr primäres Gefüge verloren geht. Größere Mächtigkeiten von Hutgestein
deuten auf das Vorhandensein von Einschaltungen größerer Hauptanhydritblö-
396

cke oder von Ablaugungsresten des höheren Zechstein 3 in die Hutgesteinsabfolge
hin.
Die Oberfläche des Hutgesteins zeigt ein starkes Relief mit Höhenunterschieden von
ca. 200 m (Hochlagen: ca. -100 m; Tieflagen: ca. -300 m), was zum einen auf unterschiedliche
Hutgesteinsmächtigkeiten und zum anderen auf den Einfluss der quartären
Rinne zurückzuführen ist, in der das Hutgestein ganz oder teilweise erodiert wurde. Die
erbohrten Mächtigkeiten des Hutgesteins schwanken zwischen maximal 111 m (GoHy
1151) und 0 m (GoHy 1141, GoHy 1290, GoHy 1301). Die mittlere Mächtigkeit des
Hutgesteins liegt zwischen 20 und 40 m.
Bestimmte Schichtfolgen mit charakteristischem Gefüge kommen innerhalb des Hutgesteins
immer wieder flächenhaft über den gesamten Salzstock verbreitet vor. In der
Standardabfolge sind schematisch von oben (alt) nach unten (jung) zu unterscheiden:
Flaser- und Knollengips,
Liniengips,
Sprenkelgips,
Hutgesteinsbrekzie und
Geschichtetes Gips- und Anhydritgestein.
Den drei obersten Typen des Hutgesteins ist gemeinsam, dass sie vereinzelt von Klüften
und Störungen durchzogen oder von inzwischen verfüllten Hohlräumen durchsetzt
sind. Die wenigen vorkommenden sind mit Material aus dem überlagernden Deckgebirge
verfüllt. Erst in den unteren Metern der Sprenkelgipsabfolge nimmt die Zerrüttung
des Gesteins zu. Während Flaser-/Knollengips, Liniengips, Sprenkelgips sowie Geschichtetes
Gips- und Anhydritgestein aus der Umwandlung von Anhydrit in Gips als
Folge der Subrosion an der Salzstockoberfläche herzuleiten sind, steht die Bildung der
Hutgesteinsbrekzie teilweise in ursächlichem Zusammenhang mit der Formung der
elsterzeitlichen Gorlebener Rinne /BOR 08/. Die für die Rinnengenese verantwortlichen,
unter hohem Druck stehenden Schmelzwässer sind lateral von der sich bildenden
Rinne ausgehend auch in die damalige, salzmechanisch als Schwachstelle anzusehende
Grenzfläche zwischen Hutgestein und Salinar eingedrungen und haben dort
eine Aufarbeitung des vorhandenen Hutgesteinmaterials bewirkt. Das zur Hutgesteinsbrekzie
führende Sedimentationsgeschehen scheint zeitlich mehrphasig nacheinander
397

stattgefunden zu haben, worauf aufeinander folgende Lagen mit gradierter Schichtung
oder andere Sedimentationsstrukturen hindeuten (/MIN 87/: 37ff.). Mit zunehmender
Distanz vom Rinnenbereich sind zudem eine Verringerung der Brekzienbildung und
eine Abnahme des eiszeitlichen Materials zu beobachten. Da das Alter der Hutgesteinsbrekzie
im Zusammenhang mit der Rinnengenese während der Elster-Kaltzeit
(spätere Kaltzeiten weisen keine vergleichbaren Rinnenbildungen im Gorlebener Gebiet
auf!) herzuleiten ist, kann das Alter der unter ihr liegenden, jüngeren Hutgesteinsschichten,
bzw. der über ihr liegenden, älteren Abfolgen entsprechend zeitlich eingestuft
werden. Die darunter liegenden Schichten sind jünger und die darüber liegenden
älter als die Elster-Kaltzeit.
A.3.3
Salzspiegel
Die Lage des Salzspiegels (Grenzfläche zwischen Hutgestein und unterlagerndem
Salinar) schwankt zwischen ca. -340 und -160 m (/BOR 91/). Auch im angrenzenden
Übergangsbereich zum Salzstock Rambow zwischen Elbe und Lenzen ist der Salzspiegel
in Tiefen zwischen -341 und ca. -230 m erbohrt. Auf dem Salzstock Rambow
gibt es zwei Bohrungen, die die Salinaroberfläche bei -207 bzw. -91 m angetroffen haben.
Im Bereich der Elbe sinkt sie zwischen den Salzstöcken Gorleben und Rambow
bis auf ca. -400 m ab.
Mit einer Serie von Bohrungen (z. B. GoHy 1302 – 1305, GoHy 3153, GoHy 3154)
wurden die besonderen Veränderungen des mit seinen leicht löslichen Kalium-
/Magnesiummineralen am Salzspiegel ausstreichenden Kaliflözes Staßfurt untersucht.
Das Kaliflöz im vollständig abgelaugten Zustand liegt als z. T. rot gefärbtes Steinsalz
vor, das mehr oder weniger Gipskristalle, Polyhalit, Hämatitschüppchen (GoHy 3153)
oder auch starke Imprägnationen und Lagen von klastischem Deckgebirgsmaterial
enthält. Kainitit zeigt z. B. in der Bohrung GoHy 1304 ebenfalls die Einwirkung von
Grundwasser auf das Flöz an, da er aus der Umwandlung von Carnallitit abzuleiten ist.
Insgesamt ergab sich, dass das Kaliflöz bis in mehreren Zehnermetern durch Ablaugungsprozesse
intensiv verändert wurde und in extremen Fällen bis ca. 170 m (GoHy
1305) unterhalb des ursprünglichen Salzspiegels partiell durch Grundwässer verändert
sein kann. Auf der anderen Seite ist das in Trümmercarnallitit-Fazies aufgeschlossene
Kaliflöz der Bohrung GoHy 3154 (/BOR 88/) ca. 26 m unterhalb des Salzspiegels durch
Grundwässer nicht beeinflusst und weist wie das umgebende Hauptsalz weder Umwandlungsprodukte
noch andere Veränderungen auf. Daraus ergibt sich, dass die Eindringtiefe
der Grundwässer in das Kaliflöz Staßfurt und seine Ablaugung örtlich großen
398

Unterschieden unterworfen sind. Die Verhältnisse können sich zudem schon auf kurzen
Entfernungen ändern. Offenbar findet die Ablaugung aber bevorzugt an solchen
Stellen statt, wo sich das Kaliflöz in überkippter Lagerung befindet und die Schutzwirkung
des darüber liegenden geringdurchlässigen Grauen Salztons (z3GT) nicht wirksam
werden kann.
A.3.4
Subrosion
Die stärkste Subrosion am Salzstock Gorleben erfolgte z. Z. des Diapirstadiums (Ende
Malm bis Oberkreide) aufgrund des Salztransports bis zur Geländeoberfläche. Mit der
fortschreitenden Sedimentbedeckung des Salzstocks im Tertiär wurde die Subrosion
wesentlich geringer. Zum Ende des Tertiär und in der Präglazial-Zeit verringerten sich
infolge einer Deckgebirgserosion die tonigen Alttertiärsedimente derart, dass lokal wieder
eine verstärkte Subrosion einsetzen konnte. Im südwestlichen Scheitelbereich des
Salzstocks Gorleben kam es zur Entstehung eines flachen Sedimentationsbeckens, in
dem sich Sedimentakkumulation und subrosionsbedingtes Einsinken die Waage hielten.
Durch die elsterkaltzeitliche Tiefenerosion wurde in der Gorlebener Rinne das Hutgestein,
an eng begrenzten Stellen das Salzgestein, auf einer Fläche von ca. 7,5 km 2
freigelegt. Damit konnte die Subrosion verstärkt einsetzen. Die Ablaugungsintensität
erreichte dort in der kurzen Zeitspanne der Ablagerung der elsterglazialen Schmelzwassersande
ihr quartäres Maximum. Das Ausmaß der Subrosion, die sich nach der
Bildung von Rinne und Hutgesteinsbrekzie ereignete, wird durch die Mächtigkeit des
Geschichteten Gips- und Anhydritgesteins dokumentiert.
Die weichselzeitliche Niederterrasse als jüngster geologischer Leithorizont (117.000 bis
14.400 Jahre) wurde im Rahmen der quartärgeologischen Kartierungen eingehend
untersucht. Basis- und Mächtigkeitskarten der Niederterrasse weisen im Rahmen der
Kartiergenauigkeit keine Formen auf, die auf Subrosion schließen lassen. Somit lassen
sich für die letzten 128.000 Jahre mit geologischen Methoden keine Subrosions- oder
Einsenkungsbewegungen nachweisen. Heute liegt im Gegensatz zu dem Zeitraum
vom Präglazial bis zur Elster-Kaltzeit der Salzspiegel wesentlich tiefer, so dass in der
Gegenwart und in Zukunft Subrosion zwar möglich, die Ablaugungsraten aber unter
den gegebenen hydrogeologischen Bedingungen gering sein werden.
399

A.3.5
Stratigraphie und Lithologie
Bei der Beschreibung der Schichtfolgen sind zwei unterschiedliche Bereiche im Salzstock
Gorleben zu unterscheiden (/BOR 04/, /BOR 08/). Zum einen handelt es sich
hierbei um die Kernzone des Salzstocks, vertreten durch Schichten des Hauptsalzes
(z2HS) der Staßfurt-Folge, sowie zum anderen um die bis zum Salzstockrand reichenden
jüngeren Schichtfolgen der Leine- und Aller-Folge (z3, z4). Die unterschiedlichen
Bewegungen der beiden Salzstockbereiche werden durch das Kaliflöz Staßfurt im
Grenzbereich Staßfurt-/Leine-Folge mit extremer Ausdünnung oder intensiver Verfaltung
und Anstauung ausgeglichen. Der generelle Unterschied der Schichten in den
beiden Bereichen besteht darin, dass die sedimentären Strukturen des Hauptsalzes
infolge des zurückgelegten Aufstiegsweges zumeist zerstört ist. Die jüngeren Schichten
der Leine- und Aller-Folge dagegen haben keine längeren Wege zurückgelegt und
sind daher nur intensiv verfaltet. Ihre primär-sedimentären Kennzeichen blieben zumeist
erhalten. Bei der Erkundung des Bergwerkbereiches oder des Salzstocks durch
Bohrungen wurden bis zum Jahr 2000 Schichten vom Basissalz der Staßfurt-Folge,
über die der Leine-Folge bis zum Tonbrockensalz der Aller-Folge angetroffen
(Tab. A.1).
400

Tab. A. 1 Erkundete, vereinfachte Schichtenfolge des Salzstocks Gorleben
Abteilung Gruppe Formation Lithologie Symbol Mächtigkeit (m)
Zechstein 4 (Aller-Folge) z4 ca. 60
Tonbrockensalz
z4TS ca. 15
Rosensalz vorwiegend z4RS ca. 4
Schneesalz Steinsalz z4SS ca. 4
Basissalz z4BS ca. 25
Pegmatitanhydrit Anhydrit z4PA ca. 1,5
Roter Salzton Salzton z4RT ca. 10
Zechstein 3 (Leine-Folge) z3 ca. 320
Tonmittelsalz
vorwiegend
Steinsalz z3TM ca. 36
Kalflöz Riedel Kalisalz z3RI ca. 10
Schwadensalz
z3SS ca. 12
vorwiegend
Anhydritmittelsalz
Steinsalz
z3AM ca. 60
Buntes Salz z3BT ca. 12
Kaliflöz Bergmannssegen
z3BE ca. 15
Kalisalz
Bändersalz
z3BD
Banksalz
z3BK
} ca. 14
Orangesalz z3OS ca. 50
Oberes Orangesalz vorwiegend z3OSO
Gorleben-Bank Steinsalz z3OSM 0-0,7
Unteres Orangesalz
z3OSU
Liniensalz z3LS ca. 30
Basissalz z3BS ca. 15
Hauptanhydrit Anhydrit z3HA ca. 40-80
Leine-Karbonat Karbonat z3LK ca. 1,5
Grauer Salzton Salzton z3GT ca. 2,5
Zechstein 2 (Staßfurt-F.) z2 ca. 700-950
Gebänderter Deckanhydrit
Decksteinsalz
Anhydrit
z2DA ca. 1,5
vorwiegend
Steinsalz z2DS ca. 0,2-0,5
Kaliflöz Staßfurt Kalisalz z2SF 15-30
Kieseritische Übergangsschichten
z2UE 0-2,5
Hangendsalz z2HG max. 10
Hauptsalz
z2HS
Kristallbrockensalz
Steinsalz
z2HS3 ca. 60
Streifensalz
Knäuelsalz
z2HS2
z2HS1
} ca. 700-800
Basissalz z2BS ca. 20
401

Staßfurt-Folge
Die Salze der Staßfurt-Folge (Zechstein 2) liegen infolge ihrer starken Durchbewegung
während des Salzaufstiegs als salztektonische Brekzie vor. Der ursprüngliche primär
sedimentäre (diagenetische) Schichtverband ist während des Aufstiegs durch Zerbrechen
und Wiederverheilen überwiegend zerstört und homogenisiert worden (/BOR 00/).
Die Halitschichten der Staßfurt-Folge werden in drei Schichtglieder aufgeteilt, das Basissalz
(z2BS), das Hauptsalz (z2HS) und das Hangendsalz (z2HG). Im Hauptsalz soll
das Endlager errichtet werden. Über dem Hangendsalz folgen mit den Kieseritischen
Übergangsschichten (z2UE) und dem Kaliflöz Staßfurt (z2SF) Kalium/Magnesiumhaltige
Salzgesteine, die von halitischen und anhydritischen Salzgesteinen (Decksteinsalz:
z2DS und Gebänderter Deckanhydrit: z2DA) als Abschluss der Staßfurt-Folge
überlagert werden.
Leine-Folge
Der Graue Salzton (z3GT) bildet die Basis der Leine-Folge (Zechstein 3). Bereichsweise
ist die Abfolge aus z3GT, z3LK und z3HA stark geklüftet. Die Grenze zum darauf
folgenden Leine-Karbonat (z3LK) zeichnet sich durch den Materialwechsel von einem
schwarzen Tonstein zu beigegrauem anhydritischen Magnesitgestein deutlich ab. Mit
einer ebenso leicht erkennbaren Grenze lagert der Hauptanhydrit (z3HA) dem Leine-
Karbonat auf. Die Mächtigkeiten des während des Aufstiegs in einzelne Schollen zerbrochenen
Hauptanhydrit liegen zwischen 40 und 80 m. Die Hauptanhydritschollen
weisen z. T. ein offenes, Fluid erfülltes Kluftnetz auf.
Die halitische Abscheidungsphase der Leine-Folge setzt mit dem Basissalz (z3BS) an
einer scharfen Grenze über dem Hauptanhydrit ein. Darüber folgt das Liniensalz
(z3LS). Es enthält 230 charakteristische, teilweise feingeschichtete, regelmäßige Anhydritlinien.
Über dem Liniensalz lagert das Orangesalz (z3OS), das in das Untere (z3OSU), Mittlere
(z3OSM) und Obere Orangesalz (z3OSO) gegliedert werden kann. Die Dreigliederung
ergibt sich aus einer vorwiegend aus Anhydrit bestehenden Bank. Sie wird als
Mittleres Orangesalz oder auch als Gorleben-Bank bezeichnet. Sie besteht vereinfacht
aus einer Folge von mit Polyhalit- und Anhydritflocken verunreinigten Steinsalzhorizonten,
feinkristallinem oder geschichtetem Anhydritgestein und einer Tonlage.
402

Eine darin speziell auszuhaltende Zone bildet eine immer schichtparallel verlaufende
mit halitischen oder carnallitischen Bestegen verheilte Bewegungszone, welche Öffnungsweiten
von 0,1 bis 34 cm erreicht. Die tonige Bewegungszone der Gorleben-
Bank wirkte während der Faltung als Scherhorizont zwischen dem Unteren und Oberen
Orangesalz. Kennzeichnend für die geschichteten Anhydritlagen der Gorleben Bank
sind Mächtigkeitsschwankungen und lokal eine Lösungs- und Gasführung.
Über dem Orangesalz lagern das Bank-/Bändersalz (z3BK/BD), das Bunte Salz (z3BT)
und das Schwadensalz (z3SS). Auf dem Schwadensalz folgt der ca. 10 m mächtige
Horizont des vertaubten Kaliflözes Riedel (z3RI/na). Die Leine-Folge schließt mit dem
Tonmittelsalz (z3TM) ab, das aus einer Wechselfolge von Steinsalzschichten mit anhydritischen
Einlagerungen und tonigen, untergeordnet schluffig-feinsandigen Zwischenschichten
besteht.
Aller-Folge
Der Rote Salzton (z4RT) bildet die pelitische Basis der Aller-Folge (Zechstein 4) und
besteht aus rotbraunem Tonstein, der teilweise bis zu 5 cm große anhydritische
Feinsandsteinknollen sowie bis zu 2 cm große deformierte idiomorphe Steinsalzkristalle
enthält.
Das jüngste erbohrte Schichtglied der Aller-Folge ist das Tonbrockensalz (z4TS). Es
wurde aufgrund der unterschiedlichen Ausbildung der Toneinlagerungen in das Untere
und Obere Tonbrockensalz (z4TSU bzw. z4TSO) unterteilt.
A.3.6
Klüfte und Störungen im Salinargestein
Feine, nicht oder nur wenig geöffnete Gesteinsfugen, an denen keine wesentliche Bewegung
stattgefunden hat, werden als Klüfte bezeichnet. Sie unterscheiden sich damit
von Störungen, an denen ein Versatz des Gesteinsverbandes vorliegt. Klüfte und Störungen
wurden bei der über- und untertägigen Erkundung des Salzstocks Gorleben in
mehreren Salzstockbereichen angetroffen und lagen bis auf wenige Ausnahmen verheilt
vor. Die Klüfte treten hauptsächlich im Grenzbereich von kompetenten und inkompetenten
(z. B. Zechstein 2/3-Grenzbereich) bzw. in den kompetenten (z. B. Hauptanhydrit)
Salzgesteinen auf.
403

Die im Salzstock angetroffenen Klüfte sind schichtparallel oder winkelig zur Schichtung
angelegt, wobei ihre jeweilige Geometrie (Verlauf, Öffnungsweite, Länge) von den Materialeigenschaften
und der Beanspruchung der Salzgesteine abhängt. Das Auftreten
von Klüften in halitischen Salinargesteinen ist an bestimmte salztektonische Positionen
geknüpft. Bisher wurden im Hauptanhydrit Kluftweiten von Millimeter- bis Metergröße
und Kluftlängen im Dezimeter- bis Zehnermeter-Bereich festgestellt. Nach /BOR 08/:
S. 183 schwanken im Hauptanhydrit die Abstände der Klüfte unregelmäßig. Es konnten
keine Abhängigkeiten zwischen den auftretenden Kluftabständen und Lithologie oder
Bankung festgestellt werden.
Kluftvorkommen im Salzstock Gorleben sind im Wesentlichen auf die Bereiche Hauptanhydrit
(z3HA), teilweise auf Basissalz/Unteres Liniensalz (z3BS/z3LSU),Mittleres
Orangesalz (Gorleben-Bank, z3OSM), Anhydritmittelsalz (z3AM), Tonmittelsalz
(z3TM), Tonbrockensalz (z4TS) sowie Kristallbrockensalz (z2HS3) und Hangendsalz
(z2HG) beschränkt. Die bisherigen Erkundungsergebnisse lieferten keine Hinweise auf
offene geogene Klüfte im Kernbereich des Hauptsalzes. Auch im Salzspiegelbereich
wurden bisher nur geschlossene und durch Mineralneubildungen verheilte Klüfte angetroffen.
A.3.7
Lösungsvorkommen im Salinargestein
Die angetroffenen Lösungsvorkommen sind nicht beliebig im Salzstock verteilt, sondern
an bestimmte stratigraphische Horizonte mit einer entsprechenden lithologischen
und strukturellen Ausbildung gebunden. Diese Horizonte zeichnen sich durch größere
Anteile rigider Gesteinsarten aus. Im Hauptsalz, das durch eine Deformation und Homogenisierung
gekennzeichnet ist, kommen verglichen mit den vorher genannten keine
nennenswerten Mengen von Lösungen vor (/BOR 04/: 83). Diese Gesetzmäßigkeit
erlaubt es bei bekanntem geologischem Bau der Struktur, mögliche Lösungszutritte
und ihr Ausmaß bei der Auffahrung vorherzusehen.
Bei der bisherigen Erkundung wurden Lösungszutritte hauptsächlich in den anhydritischen
Gesteinen der Leine-Folge (z3) bzw. in ihrem unmittelbaren Umfeld angetroffen,
in denen kluft- oder schichtgebundene Speicherräume möglich sind. Die angetroffenen
Lösungen stehen unter petrostatischem Druck, was eine Verbindung zu den über dem
Salzstock befindlichen Aquiferen ausschließt (/NOW 02/: 10ff.). Des Weiteren treten
Lösungszutritte an der Grenze zwischen der Staßfurt- und der Leine-Folge (z2/z3) auf.
404

Vom Zechstein 2, aus dem Bereich des Hauptsalzes sind Lösungszutritte lediglich als
Feuchtstellen z. T. ohne erkennbare Zutrittspunkte bekannt.
Als maximal mögliche Volumina der bisher angetroffenen Reservoire wurden je nach
stratigraphischem Horizont, in dem die Lösungen gespeichert sind, Werte zwischen
wenigen cm 3 im Hauptsalz (z2) und einigen 10 3 m 3 im Hauptanhydrit bzw. im Grenzbereich
der z2/z3-Folge (/NOW 02/: 62ff.; auch /SCM 09/: 101) berechnet. Die Größe der
Zutritte im Hauptanhydrit ist abhängig von der Größe der Hauptanhydritschollen.
Neben den kluftgebundenen Lösungen existieren μm bis mm große inter- und intrakristalline
(fluid inclusions) Lösungseinschlüsse. Der durchschnittliche Lösungsgehalt
(H 2 O) des Hauptsalzes im Salzstock Gorleben beträgt nach den bisherigen Erkundungsergebnissen
< 0,02 Gew.-%.
Bei den salinaren Lösungen handelt es sich nach /BOR 08/ um natürliche (Rest-,
Misch- und Metamorphoselösungen) sowie technisch bedingte (anthropogen in Erkundungsbergwerk
eingebrachte) Lösungen. Entstanden sind die natürlichen salzstockinternen
Lösungen entweder durch Mischung primärer Meerwasserrestlösung mit NaClgesättigten
Lösungen oder aus der Reaktion von Kaliflözgestein mit NaCl-gesättigten
Lösungen. Anhand charakteristischer geochemischer Signaturen konnte nachgewiesen
werden, dass die Lösungen im Verlauf der durch die Halokinese hervorgerufenen salzstockinternen
Migration zum Teil mit Schichtsilikaten und/oder Karbonaten (Grauer
Salzton, Leine-Karbonat) reagierten (/SCM 09/).
A.3.8
Kohlenwasserstoff- und Gasvorkommen im Salinargestein
Kohlenwasserstoffe
Beim Auffahren des Bergwerkes sowie bei den vorangehenden Erkundungsarbeiten
wurden Kohlenwasserstoffvorkommen angetroffen. Die KW-Vorkommen waren an folgende
Bereiche gebunden:
Kluftspeicher in Anhydritgesteinen oder Tonsteinen,
durch sekundäres Steinsalz verheilte Störungs- oder Kluftzonen im Grenzbereich
z2/z3 und teilweise im Liegenden der Gorleben-Bank,
ausgedünntes Kaliflöz Staßfurt im Grenzbereich z2/z3 bei Abwesenheit der Schichten
des Gebänderten Deckanhydrits bis Hauptanhydrits.
405

In den Schachtvorbohrungen Go 5001 und Go 5002 traten flüssige und gasförmige
Kohlenwasserstoffe zu. Go 5001 hatte vor allem zwischen 864,5 und 872 m im Bank-
/Bändersalz (z3BK/BD; Zutrittsstelle war die Gorleben-Bank bei 857 m) sowie zwischen
960,0 und 967,8 m im Orangesalz (z3OS) ihre Zuflüsse. Die Zuflussmessungen in der
Bohrung Go 5001 ergaben Werte von knapp 5 m 3 Kondensat, während die Zuflusswerte
der Bohrung Go 5002 insgesamt sehr gering waren. Weitere Hinweise auf das Vorkommen
von Gas ergaben sich aus dem Auftreten von „Knistersalzen“. Sie wurden in
verschiedenen Steinsalzhorizonten und im Carnallitit angetroffen.
Nahezu ausschließlich im Knäuelsalz (z2HS1), der ältesten Schichtfolge des Hauptsalzes,
das Anhydrit in disperser sowie Anhydritknollen und -knäuel in unregelmäßiger
Verteilung enthält /BOR 08/: 85, wurden geringfügige Zutritte von Kondensat und Gas
festgestellt (vgl. /NOW 02/: 58ff.). Die Verteilung der innerhalb des Knäuelsalzes gefundenen
Kondensatvorkommen ist unregelmäßig und eine Gesetzmäßigkeit bezüglich
der Lage in der Gesamtstruktur des Hauptsalzsattels ist nicht erkennbar. Im Kernmaßstab
machen sich allerdings zwischen KW-imprägnierten und benachbarten KW-freien
Bereichen nach /POP 02/ signifikante Unterschiede im Korngefüge und der Br-
Verteilung bemerkbar, die möglicherweise auf eine tektonische Beanspruchung dieser
Salzpartien hindeuten. Die Vorkommen sind bei länglicher bandartiger Erstreckung
annähernd schichtig ausgerichtet, wobei sich der KW-imprägnierte Bereich durch eine
stärkere Ausrichtung des Korngefüges und erhöhte Br-Gehalte auszeichnet (/POP 02/).
An eindeutig kondensatführendem Material des Knäuelsalzes wurden Einschlussvolumina
mit einer Variationsbreite von 0,04 und ca. 250 ml/m 3 bestimmt /POP 02/. Diese
Werte entsprechen einem Volumenanteil von nicht mehr als rund 0,02 bis 0,03 % KW
im Gestein.
Bislang durchgeführte isotopengeochemische Untersuchungen (/GER 02/) und erdölgeologische
Beckenmodellierungen (/CRA 05a/: 33) zeigen, dass als Muttergestein der
Staßfurt-Karbonat (z2SK) anzusehen ist. Die Modellierung des Erdöl- und Erdgaspotenzials
ergab weder für die heutige Situation noch für eine Zeit der geologischen Vergangenheit
eine wirtschaftlich relevante Akkumulation von KW im Bereich der Salzstruktur
Gorleben-Rambow (/CRA 05a/: 37; /CRA 05b/).
406

Gase
Neben den gasförmigen Kohlenwasserstoffen kommen größere Mengen an molekularem
Stickstoff vor, wie die Analysedaten der freien Gaszutritte belegen. Darüber hinaus
sind aus den Salzgesteinen auch Gase bzw. Gasgemische bekannt (N 2 , O 2 , H 2 , H 2 S,
CH 4 ), die in den kleinen, μm- bis mm-großen Einschlüssen (fluid inclusions) vorhanden
sind.
Grundsätzlich sind zwei unterschiedliche Gruppen von Gasen oder Gasgemischen in
den Einschlüssen vorhanden: die stickstoffhaltigen und die stickstofffreien (/SIE 01/).
Erstere können O 2 enthalten, letztere sind generell O 2 -frei. Für die stickstoff- und sauerstoffhaltigen
Gase besteht die Vermutung, dass es sich bei diesen Gasen wegen
ihres der heutigen Atmosphäre ähnelnden N 2 /O 2 -Verhältnisses um eine eingeschlossene
Paläoatmosphäre aus der Zechstein-Zeit handeln könnte. Reine Stickstoffeinschlüsse
befinden sich immer in direkter Nachbarschaft zu N 2 -O 2 -führenden Einschlüssen.
Sauerstoff und Stickstoff wurden niemals zusammen mit H 2 und H 2 S gefunden.
Salzgesteinshorizonte mit zahlreichen Einschlüssen von N 2 -O 2 - oder N 2 -Gasen zeigen
nur selten andere Einschlüsse mit N 2 , CH 4 -, H 2 - und H 2 S-Gasen und umgekehrt.
Die häufigsten Gasgemische der stickstoffhaltigen Gruppe setzen sich aus N 2 und CH 4
oder N 2 , CH 4 und H 2 zusammen. Diese Gemische werden aus dem Abbau organischer
Substanz unter anoxischen Bedingungen abgeleitet wie sie z. B. für die Verhältnisse
des Staßfurt-Karbonats zutreffen. Eine entsprechende Erklärung gilt für die Genese der
Stickstoff (N 2 )-freien Gasgruppe.
Hinsichtlich der Stickstoffanteile ist nicht auszuschließen, dass sie zumindest teilweise
auch durch Entgasungsprozesse aus unterliegenden frühpermischen oder karbonischen
Sedimentgesteinen herzuleiten sind, die über hohe Anteile an organischen Substanzen
verfügen. Der migrierende Stickstoff müsste dann während des Frühstadiums
der Halokinese in den Salzgesteinen eingeschlossen worden sein. Reine N 2 -
Einschlüsse kommen gehäuft im Knäuel- und Streifensalz (z2HS1, z2HS2) vor. Im
Kristallbrockensalz (z2HS3) überwiegen Einschlüsse mit einer N 2 -CH 4 -
Zusammensetzung (/ELL 99/).
Die Untersuchungen von /PRO 98/ ergaben, dass bei H 2 -haltigen Einschlüssen der
Großteil der Proben einen Wasserstoffanteil von unter 15 Vol.-% besitzt. Das gilt insbesondere
für solche aus dem Zechstein 2. Zechstein 3-Proben weisen in der Mehr-
407

zahl kleinere H 2 -Gehalte von < 3 Vol.-% auf (/ELL 99/). Eine Entstehung des Wasserstoffes
innerhalb der Einschlüsse ist in der Regel auszuschließen. Die Diffusion von H 2
aus großen Tiefen oder aus den die Zechstein-Salze direkt unterlagernden Gesteinen
ist denkbar. Möglich ist auch die Zersetzung von Ammoniumverbindungen als Erklärung
für die H 2 -haltigen Einschlüsse. Da jedoch N 2 nicht in allen H 2 -haltigen Einschlüssen
vorkommt, dagegen aber CH 4 und H 2 immer zusammen anzutreffen sind, ist die
Methanogenese von organischen Molekülen im reduzierenden Milieu als Wasserstoffquelle
wahrscheinlicher als die vorher genannten Möglichkeiten. Dies lässt auch den
Schluss zu, dass der in den Einschlüssen gefundene Wasserstoff dort seit ihrer Bildung
vorliegt, was auf eine geringe Möglichkeit einer diffusiven Migration des Wasserstoffes
durch das Salzgestein hindeutet (s. a. /PRO 98/: 55; /SIE 01/).
Das Vorkommen von H 2 S in Evaporiten kann auf bakterielle oder thermische Sulfatreduktion
zurückgeführt werden. Werden Sedimente in größere Tiefen abgesenkt, so
besteht die Möglichkeit, dass aus organischen Schwefelverbindungen und der Reaktion
von Kohlenwasserstoffen mit Sulfatmineralen oder gelöstem Sulfat bei Temperaturen
um 100 °C Schwefelwasserstoff entsteht (/HER 87/: 42). Dies würde das gemeinsame
Auftreten von CH 4 und H 2 S erklären (/ELL 99/: 74).
A.4 Geologische Langzeitprognose
Die im Rahmen der VSG (AP 2) erstellte geowissenschaftliche Langzeitprognose beschreibt
die geologische Entwicklung des Standortes Gorleben ohne die Einflüsse eines
Endlagers für die nächsten eine Million Jahre. Die Prognose basiert auf dem Aktualitätsprinzip,
das besagt, dass die naturwissenschaftlichen Grundgesetze auch in
Zukunft gültig sind und dass die daraus resultierenden Prozesse, in gleicher Weise wie
in der Vergangenheit ablaufen werden. Auf diese Weise können vergangene Entwicklungen
in die Zukunft extrapoliert werden und eine Abschätzung von zukünftigen Gegebenheiten
am Standort Gorleben erfolgen. Angelehnt an die Einstufungen im FEP-
Katalog sind die Hauptgliederungsebenen der geowissenschaftlichen Langzeitprognose
die Beschreibung der Rahmenbedingungen am Standort Gorleben, der wahrscheinlichen
Entwicklungen sowie der wenig wahrscheinlichen oder auszuschließenden. Ergänzend
erfolgt eine Diskussion der Ungewissheiten bezüglich der zukünftigen
Entwicklungen.
408

A.4.1
Ableitung der zukünftigen Rahmenbedingung
Rahmenbedingungen sind die allgemeinen klimatischen, geomorphologischen, geologischen
und hydrogeologischen Gegebenheiten am Standort Gorleben. Zusammengestellt
sind im vorliegenden Bericht die in Zukunft zu erwartenden Rahmenbedingungen
und deren Entwicklungsunsicherheiten.
Für die Prognose des zukünftig am Standort Gorleben herrschenden Klimas bilden die
natürlichen Einflüsse die Grundlage. Anthropogene Eingriffe flossen nicht in die Prognose
ein, da deren Auswirkungen sehr ungewiss sind. Erwartet wird, dass die Klimaänderungen
weiterhin dem seit 800.000 Jahren vorherrschenden 100.000-Jahre-Zyklus
folgen werden. In einer Million Jahre ist daher am Standort Gorleben mit ca. zehn weiteren
Kaltzeiten und dazugehörigen Warmzeiten zu rechnen, deren Temperaturmaxima
und -minima denen der Vergangenheit entsprechen werden. Als Folge davon sind
in Zukunft kaltzeitliche Inlandeisüberdeckungen und warmzeitliche Meeresüberdeckungen
am Standort Gorleben möglich, deren genaues zeitliches Auftreten und Intensität/Ausmaß
insbesondere in späten Entwicklungsphasen jedoch nicht vorhersagbar
sind. Erschwert wird die Klimaprognose durch:
die zahlreichen beeinflussenden und steuernden Komponenten, die berücksichtigt
werden müssen und deren Datengrundlage z. T. unvollständig ist,
die nach aktuellem Stand der Forschung noch unzureichenden Kenntnisse über
Prozessabläufe und Verzahnungen von Teilprozessen und
die Leistungsgrenzen von Klimamodellen.
Bei der Bewertung der zukünftigen Veränderungen der Geomorphologie werden die
Topographie und die Oberflächengewässer am Standort Gorleben betrachtet. Umgestaltungen
der Topographie werden vor allem in Kaltzeiten und untergeordnet auch
durch langfristig ablaufende Prozesse wie z. B. Sedimentation und Erosion erwartet.
Für die Zukunft kann nur der Ablauf der Veränderungen vorhergesagt werden, da eine
Vielzahl von sich z. T. auch überlagernden Prozessen wirken, die unterschiedliche Ergebnisse
haben können. Bei einem Fortwirken der Prozesse der Vergangenheit ist
innerhalb der nächsten einen Million Jahre nicht mit einer grundlegenden Änderung der
Topographie, z. B. in Form eines stark ausgeprägten Reliefs, zu rechnen. Die Oberflächengewässer
müssen für die zukünftige Entwicklung des Standortes nicht betrachtet
werden, da sie kaum Einflüsse auf das Gesamtsystem haben und entsprechend der
409

Umgestaltung der Topographie in der heutigen Form nicht fortbestehen werden. Oberflächengewässer
werden sich in der nächsten einen Million Jahre jeweils entsprechend
der dann vorherrschenden klimatischen Situation ausbilden.
Die heutige Zusammensetzung und der strukturelle Aufbau des Deck- und Nebengebirges
wurden durch zahlreiche Prozesse geschaffen, die auch zukünftig wirken. Insbesondere
die kommenden Kalt- und Warmzeiten werden das Deckgebirge, z. B.
durch intensive Erosion oder Sedimentation, wie in der Vergangenheit umgestalten. Es
wird daher erwartet, dass ein zukünftiges Deckgebirge ähnlich ausgebildet sein wird,
wie das heutige. Exakte Angaben über Art und Mächtigkeit der zukünftig abgelagerten
Schichten oder an welcher Stelle diese von einer Erosion betroffen sein werden können
nicht gemacht werden, da vor allem die klimaabhängigen Prozesse zeitlich und
räumlich nicht genau eingegrenzt werden können.
Im Kapitel Hydrogeologie werden in der Langzeitprognose die zukünftigen Veränderungen
der Grundwasserströmung und des -chemismus beschrieben. Eine zusammenfassende
Beschreibung des Ausgangszustandes ist in diesem Bericht in Kapitel A3
wiedergegeben. Als Grundwasserleiter, bzw. -geringleiter werden auch in Zukunft die
Lockergesteinsschichten des Deck- und Nebengebirges wirksam sein. Die Grundwasserströmung
bleibt als Rahmenbedingungen über den Betrachtungszeitraum von einer
Million Jahre bestehen. Lediglich unter Permafrostbedingungen kann sie am
Standort zeitlich begrenzt zum Erliegen kommen. Die Veränderungen der Grundwasserfließrichtung
sind neben klimatischen Einflüssen auch von der Ausgestaltung des
Deckgebirges abhängig und somit über den gesamten Betrachtungszeitraum nicht
exakt prognostizierbar. Bei den an die Grundwasserströmung gekoppelten hydrochemischen
Verhältnissen besteht ebenfalls eine Abhängigkeit von mehreren Faktoren,
die den Stoffeintrag in das System und als Folge davon die hydrochemischen Prozesse
verändern. Für die Zukunft kann davon ausgegangen werden, dass der in Norddeutschland
weit verbreitete Anstieg der Gesamtsalzgehalte in den Wässern mit zunehmender
Tiefe bestehen bleibt, da er sich auch nach intensiven, z. B. klimatisch
bedingten, Eingriffen wieder einstellt. Am Standort Gorleben wird auch in Zukunft erwartet,
dass es im Bereich des Hutgesteins oder bei einem Kontakt des Grundwassers
mit dem Salzspiegel zu einer Aufsalzung kommt, die zu gesättigten Lösungen mit höherer
Viskosität führt. Dadurch bleibt die Fließgeschwindigkeit der Wässer dort im Betrachtungszeitraum
herabgesetzt. Aufgrund der für die Zukunft unbekannten genauen
Sedimentzusammensetzung und der unbekannten zeitlichen Änderung der Stoffeinträ-
410

ge ist eine genaue Prognose der hydrochemischen Verhältnisse besonders in den oberen
Aquiferbereichen und in späten Zeiten der Entwicklung nicht möglich.
In Kapitel 4 dieses Berichts ist der Ausgangszustand im Salzstock Gorleben beschrieben,
so dass nachfolgend nur die zukünftige Entwicklung behandelt wird. In der
nächsten eine Million Jahre sind bei der Zusammensetzung des Salinars im Salzstock
Gorleben keine Änderungen zu erwarten, da dort kein nennenswerter Stoffeinoder
Stoffaustrag stattfinden wird. Lediglich am Salzspiegel werden Prozesse wie die
Subrosion oder die Erosion, z. B. bei einer glazialen Rinnenbildung, zu engräumigen
Veränderungen führen. Aufgrund des abnehmenden Diapirismus ist auch nicht mit einer
grundlegenden Umgestaltung des Internbaus im Salzstock Gorleben zu rechnen.
Ungewissheiten der Entwicklungen im Salinar resultieren aus den einwirkenden Prozessen
und werden bei diesen erläutert. Für die Klüfte und Störungen im Salinar
wird angenommen, dass der über längere Zeiträume bestehende aktuelle Zustand mit
der schichtspezifischen Verteilung und Art fortbesteht. Daran gebunden wird nicht erwartet,
dass im Salinar in Zukunft zusammenhängende Kluftnetze entstehen, die Wegsamkeiten
für Lösungen oder eindringendes Grundwasser ausbilden. Ungewissheiten
bei der Prognose ergeben sich aus der Tatsache, dass die Erkundung und Bewertung
dieser Faktoren im Salzstock noch nicht abgeschlossen sind. Ungewiss ist derzeit auch
wie und in welchem Zeitrahmen sich die Entwicklung der Klüfte und Störungen von
ihrer Anlage bis zum Verheilen vollzogen hat. Die Fluidvorkommen (Lösungen und
Gase) im Salinar des Salzstocks Gorleben treten in bestimmten stratigraphischen Horizonten
an Korngrenzen bzw. interkristallin oder in Klüften und Störungen auf. Ein nachträgliches
Eindringen von Fluiden über oberflächennah wirkende Prozesse hinaus in
tiefere Bereiche des Salzstocks konnte nicht nachgewiesen werden und wird auch für
die zukünftige eine Million Jahre nicht angenommen. Lediglich im Bereich von lösungserfüllten
Klüften in Anhydritgesteinen sind Lösungswege möglich, die aufgrund der vorhandenen
Boudinage-Strukturen und der Zerblockung jedoch nicht über weite Strecken
durchgängig sind. Ungewissheiten bei der Prognose ergeben sich hauptsächlich durch
die noch nicht abgeschlossene Erkundung. Außerdem ist die im geringen Maße ablaufende
interne Mobilisierung der Fluide und die damit verbundene Wechselwirkung mit
dem Gestein noch nicht ausreichend bekannt. Ungewiss ist zudem die Prognose der
möglichen Reservoirgrößen im Hauptanhydrit, da sie von der Größe der Einzelschollen
abhängt, die außerhalb des erkundeten Bereichs noch nicht bekannt ist. Eine besondere
Beachtung erfahren die Kohlenwasserstoffe im Salinar, die unregelmäßig verteilt
vorliegen. Es wird erwartet, dass dieser Zustand bestehen bleibt, da deren Mobilisierung
an den schwächer werdenden Diapirismus gekoppelt ist, der in der nächsten ei-
411

nen Million Jahre nur geringe Veränderungen hervorrufen wird. Ungewiss ist, ob die
derzeitigen Forschungen zu diesem Thema Erkenntnisse liefern werden, die sich auf
die derzeitige Bewertung der Situation auswirken werden.
A.4.2
Wahrscheinliche zukünftige geologische Entwicklungen am Standort
Gorleben
Bei den wahrscheinlichen zukünftigen geologischen Entwicklungen handelt es sich um
die Prozesse, die in der nächsten eine Million Jahre am Standort Gorleben eintreten
werden oder die permanent ablaufen und die rezenten Gegebenheiten verändern.
A.4.3
Überregionale Entwicklungen
Das Andauern der auch im Standortbereich Gorleben nachgewiesenen Senkung der
Erdkruste hätte in der nächsten eine Million Jahre am Salzstock Gorleben keine Auswirkungen,
da die darauf basierende Transgression in diesem Bereich nicht zu einer
Meeresüberflutung führen würde.
Krustendeformationen im Ergebnis von Gletscherüberfahrungen am Standort Gorleben
konnten für die Vergangenheit nicht nachgewiesen werden und sind auch in Zukunft
nur in geringem Umfang möglich, wenn ein Inlandgletscher dort für längere Zeit
mit einer großen Mächtigkeit zu liegen kommt. Eine exakte Vorhersage, ob dies tatsächlich
eintreten wird ist jedoch aufgrund des ungenügend prognostizierbaren Klimaverlaufs
(s. o.) nicht möglich. Insgesamt ist dennoch zu erwarten, dass eine solche
Situation entsprechend der Klimaschwankungen nicht lange genug anhält, um Auswirkungen
in einem Umfang zu erzeugen, der das System messbar beeinflussen würde.
Die neotektonischen Vorgänge beinhalten alle tektonischen Prozesse, die ungefähr
seit dem Beginn des Neogen, vor ca. 23 Millionen Jahren, Deformationen ausgelöst
haben oder sie rezent auslösen. Im Bereich Gorleben ist aufgrund der langzeitig stabilen
plattentektonischen Lage nicht damit zu rechnen, dass diese Prozesse in der
nächsten einen Million Jahre Auswirkungen haben werden. Die Ungewissheiten der
Prognose sind als sehr gering einzuschätzen, da das Spannungsfeld im gesamten
westeuropäischen Raum nur wenig variiert und stabil ist.
Wird Deformationsenergie, die sich in begrenzten Bereichen der Lithosphäre aufgebaut
hat, plötzlich freigesetzt, entstehen Erdbeben. Historisch wurden im direkten Umfeld
412

von Gorleben keine tektonisch bedingten Erdbeben oder Mikrobeben dokumentiert. Als
Prognose wird für den Nachweiszeitraum am Standort ein deterministisch ermitteltes
Bemessungserdbeben zugrunde gelegt, dass basierend auf verschiedenen Arbeiten
eine Intensität von 7,3 (MSK) aufweist. Aufgrund von Untersuchungen zu horizontalen
Hauptspannungsrichtungen in Norddeutschland kann für Gorleben weitgehend ausgeschlossen
werden, dass durch eine Wiederbelebung oder Schaffung von Sockelstörungen
Erdbeben ausgelöst werden können. Ebenso können Erdbeben durch Vulkanismus
ausgeschlossen werden, da dieser im Umfeld nicht auftreten wird. Aufgrund
fehlender aktiver Störungszonen und den in Zukunft zu erwartenden Eismächtigkeiten
werden am Standort auch keine eistektonischen Erdbeben erwartet. Insgesamt werden
die Auswirkungen von Erdbeben mit der genannten Intensität gering sein und das Gesamtsystem
kaum beeinflussen. Eine Prognose von Erdbeben ist für den Betrachtungszeitraum
als Näherung zu werten, da sie auf historischen Beobachtungen beruht
und über statistische Abschätzungen hinaus nicht möglich ist.
A.4.4
Kaltzeitliche Entwicklungen
Am Standort Gorleben wird entsprechend des z. B. in /FOR 99/ prognostizierten Klimaverlaufs
ab ca. 10.000 Jahren nach heute eine Kaltzeit vom Ausmaß der Weichsel-
Kaltzeit herrschen, die mit der Bildung von Permafrost einhergeht, ab ca. 50.000 Jahren
nach heute bis zum Maximum dieser Kaltzeit wird er kontinuierlich ausgebaut sein.
In jeder zukünftigen Kaltzeit ist Permafrost am Standort möglich, da dieser auch vor
und nach einer vollständigen Inlandvereisung im Untergrund aufgebaut wird. Ungewissheiten
bei der Prognose der Permafrostentwicklung treten vor allem im Zusammenhang
mit der zeitlich nicht exakt eingegrenzten klimatischen Entwicklung auf. Daher
kann über das Modell von /FOR 99/ hinaus für spätere Kaltzeiten keine genaue
Prognose gestellt werden, die besagt wann am Standort Permafrost vorliegt und welche
Mächtigkeit er dann erreicht.
Im Umfeld von Hannover wurden in einigen Salzstöcken vom Salzspiegel ausgehende
Klüfte beschrieben, deren Entstehung nach einer bisher noch unbewiesenen Hypothese
in /BAU 91/ möglicherweise kryogen ist. Der Hypothese folgend könnten solche
kryogenen Klüfte nur in Kaltzeiten mit Permafrost oder in Eisrandlage entstehen,
wenn die Abkühlung weit in den Untergrund vordringt. Bei einer vollständigen Eisüberdeckung
fungiert der Gletscher als Isolationsschicht unter dem auch der Permafrost
abgebaut wird. Aufgrund der Tiefenlage des Salzspiegels in Gorleben und der begrenzten
Reichweite der Abkühlung wären nur die oberen Bereiche im Südwesten des
413

Salzstocks betroffen. Eine Ausbildung von tief ins Salinar reichenden kryogenen Klüften
kann daher im Salzstock Gorleben nicht angenommen werden. Ungewiss ist vor
allem, ob es sich bei den beschriebenen Klüften tatsächlich um kryogene handelt und
welche Prozesse zu deren Entstehung führen /HAM 12/. Derzeit kann die Bildung kryogener
Klüfte nicht sicher ausgeschlossen werden, weshalb sie in der Langzeitprognose
betrachtet werden.
Bei einer Inlandvereisung in randlicher Lage liegt der Standort Gorleben in der gletschernahen
Permafrostzone, ohne von ihm dauerhaft überfahren zu werden. Die Eismächtigkeiten
im Randbereich werden ähnlich wie in der Vergangenheit ca. 300 m
betragen. Eine Gletscherrandlage ist ein instabiler Zustand, der am Standort durch
unterschiedliche Prozesse vor allem Auswirkungen auf die Hydrogeologie, die Geomorphologie
und auf das Deckgebirge hätte. Ungewissheiten resultieren daraus, dass
das Ausmaß der Auswirkungen bei einer Inlandvereisung in randlicher Lage nicht genau
prognostizierbar ist. Unterschiedliche Prozesse, wie Permafrost oder Gletscherüberfahrung,
wirken z. T. auch häufig wechselnd auf den Untergrund ein. Insbesondere
in späteren Kaltzeiten haben schon mehrere Umgestaltungen der Geomorphologie und
Hydrogeologie stattgefunden, so dass der Ausgangszustand auf den die Einwirkungen
treffen nicht mehr bekannt ist. Darüber hinaus liegen am Standort Gorleben keine Befunde
vor, die lokal eine Inlandvereisung in randlicher Lage dokumentieren. Eine Bewertung
der Situation ist daher hauptsächlich über Vergleiche mit Daten aus anderen
Regionen oder Zeiten möglich.
In zukünftigen Kaltzeiten ist, wie in der Elster- und Saale-Kaltzeit, erneut eine vollständige
Inlandvereisung mit einer Überfahrung des Standortes Gorleben durch einen
Gletscher möglich. Die Mächtigkeit des Gletschereises wird für den Raum Gorleben
dann auf ungefähr 1.000 m abgeschätzt, kurzfristige Überschreitungen dieses
Wertes auf bis zu 1.500 m können jedoch nicht vollständig ausgeschlossen werden.
Durch die erhöhte Auflast kann es zur Kompaktion oberflächennaher Sedimente kommen
und in tieferen Bereichen auch zu diagenetischen Veränderungen. Ebenso ist
vom Vereisungszentrum ausgehend eine Ausweitung der Krustendeformation bis in
den Standortbereich möglich, die dort jedoch nur sehr geringe und reversible Auswirkungen
hätte. Ein Verstärken des Diapirismus wird aufgrund der geringen Restmächtigkeiten
kriechfähiger Salinargesteine in den Randsenken und der kurzen Dauer der
Auflasterhöhung nicht erwartet. Einflüsse auf die Hydrogeologie resultieren hauptsächlich
daraus, dass sich der Permafrost unter dem Gletscher zurückbildet, wodurch in
dem neu gebildeten Fließsystem verstärkt Schmelzwässer zur Grundwasserneubildung
414

eitragen. Eine Eisüberdeckung führt auch zu einer intensiven Umgestaltung der Geomorphologie
(z. B. Glazialerosion) und des Deckgebirges (z. B. durch Glazialtektonik),
wodurch das hydrogeologische System nachhaltig verändert wird. Ungewiss ist wie bei
allen klimaabhängigen Prozessen die zeitliche Prognose des Eintretens einer Kaltzeit
mit ausreichender Intensität. Ebenso ungewiss ist dann auch welche Mächtigkeit der
Gletscher tatsächlich erreichen wird und welche Auswirkungen daran gekoppelt sind.
Grundsätzlich gilt jedoch, dass die beobachteten Auswirkungen der Vergangenheit in
Zukunft erneut möglich sind.
Eng an eine vollständige Inlandvereisung geknüpft ist die Bildung glazialer Rinnen,
die bei einer Eisüberdeckung am Standort Gorleben auch zukünftig möglich ist. Tritt in
Zukunft eine Rinnenbildung auf, die eine Rinne ähnlich der bereits vorhandenen elsterzeitlichen
schafft, würde das dann vorhandene Deckgebirge in gleicher Weise ausgeräumt.
Wird der Salzstock dabei erreicht so verlangsamt sich der Prozess, da das Salinar
im Vergleich zum lockeren Deckgebirge einen Härtling darstellt. Die bereits
vorhandene Gorlebener Rinne wurde beim Gletscherrückzug mit Sedimenten gefüllt,
die den ausgeräumten ungefähr entsprechen. Dies wäre auch in Zukunft der Fall, so
dass eine Rinne keine langfristig vorhandene Hohlform im Gelände darstellt und auch
die Füllung stellt keinen bevorzugten Ansatzpunkt für spätere Rinnenbildungen dar.
Eine Ungewissheit bei der Prognose der zukünftigen Rinnenbildungen ist, dass der
Ablauf und das Ineinandergreifen der dafür nötigen Prozesse nicht vollständig bekannt
sind. Es kann daher nicht prognostiziert werden, ob eine neue Rinne gebildet wird, wo
sie verliefe und welche Tiefe sie erreichen würde. Wie bei allen klimaabhängigen Prozessen
ist auch bei diesem der Eintrittszeitpunkt nicht vorhersagbar.
Am Standort Gorleben muss bei zukünftigen Vereisungen mit der Entstehung von glazigenen
Deformationen (Schichtverstellungen, Lagerungsstörungen bis Schuppenbau)
gerechnet werden, die das Deckgebirge umgestalten. Dabei werden in der nächsten
Million Jahre Auswirkungen analog zur Vergangenheit erwartet und das Entstehen
von tiefreichenden glazigenen Störungen oder glazigen induzierten Erdbeben wegen
fehlender Voraussetzungen ausgeschlossen. Auch bei diesem an die Klimaentwicklung
gekoppelten Prozess kann der Zeitpunkt des Eintretens nicht exakt bestimmt werden.
Ebenso ungewiss ist, welche Deformationsformen in dem dann bereits umgestalteten
Deckgebirge entstehen werden.
415

Entwicklungen der Geomorphologie sowie des Deck- und Nebengebirges
In der nächsten eine Million Jahre wird der Standort Gorleben von Transgressionen
und Regressionen betroffen sein. Die erwartete epirogenetische Absenkung von ca.
10 m wird nicht zu einer Überflutung des Standortes führen, diese könnte jedoch in
einer Warmzeit mit einem Abschmelzen der Polkappen entstehen, bei der der Meeresspiegel
um etwa 65 m ansteigt. Die hätte eine Ablagerung von flachmarinen Sedimenten
zur Folge und würde die hydrogeologischen sowie die Spannungsverhältnisse beeinflussen.
Es ist jedoch aufgrund der unbekannten Klimaentwicklung nicht
vorhersagbar, wie oft der Standort Gorleben während zukünftiger Warmzeiten überflutet
wird. Im Falle einer Regression, die in intensiven Kaltzeiten eine deutliche Absenkung
des Meeresspiegels bewirkt, hätte am Standort kaum Auswirkungen, da dann die
kaltzeitlichen Prozesse stärker wirken und das insgesamt ausgeglichene Relief bis in
den Nordseeraum hinein nicht zu einer erosiven Vertiefung der Elbe führen wird.
Unter dem Sammelbegriff „Erosion“ werden Vorgänge zusammengefasst, die die Geomorphologie
durch Abtragung verändern. Für die nächsten eine Million Jahre wird am
Standort nicht mit der Erhöhung der Erosionsrate gerechnet, da keine Prozesse erwartet
werden, die in diesem Bereich ein stärkeres und somit erosionsanfälliges Relief
erzeugen. Verstärkt wird die Erosion durch die Einwirkung von Gletschern während
Kaltzeiten, diese Abtragung wird jedoch durch die anschließende Sedimentation beim
Abschmelzen relativiert. Auch wenn die Erosion nicht zu einer Verringerung der Deckgebirgsmächtigkeit
führt, werden die Morphologie und die Zusammensetzung der Sedimente
ständig verändert, wodurch Auswirkungen auf das hydrogeologische System
entstehen. Die Abhängigkeit des Prozesses von der Klimaentwicklung erzeugt Ungewissheiten
bei der Prognose, in welchem Maß und/oder zu welcher Zeit ein bestimmter
Erosionsprozess wirkt.
Am Standort Gorleben wird für die nächste eine Million Jahre erwartet, dass die Sedimentation
das Deckgebirge und die Geomorphologie auf die gleiche Weise gestaltet
wie in der Vergangenheit. In Kaltzeiten kann daher auch in Zukunft mit größeren Sedimentationsleistungen
und darauf beruhenden Umgestaltungen des Deckgebirges und
der hydrogeologischen Verhältnisse gerechnet werden. Unmöglich ist die genaue Angabe
der Mächtigkeiten zukünftiger Sedimentschichten, da z. B. eine enge Verzahnung
mit dem gegenläufigen Prozess der Erosion besteht, der quantitativ ebenfalls nicht
bekannt ist. Zu welchem Zeitpunkt welche Art der Sedimentation zu erwarten ist kann
aufgrund der Klimaabhängigkeit der Prozesse nicht vorhergesagt werden.
416

Das Salinar und die tieferen Schichten des Deckgebirges am Standort Gorleben haben
die Diagenese bereits durchlaufen, so dass Auswirkungen dieses Prozesses nur in
den darüber liegenden unverfestigten Schichten des Deckgebirges möglich sind. Ungewiss
ist, welche der vorhandenen Lockergesteinsschichten oder zukünftig zur Ablagerung
kommenden Sedimente von der Diagenese betroffen sein werden.
Störungen und Störungszonen können im Deck- und Nebengebirge durch verschiedene
Prozesse angelegt werden. In der nächsten Million Jahre kann am Standort
Gorleben ausgeschlossen werden, dass sie durch den Salzaufstieg oder den Übergang
in eine tektonisch aktive Phase angelegt werden. Kleinräumige Störungen mit
geringem Versatz und ohne Auswirkungen auf andere Prozesse können in Zeiten mit
kurzfristig hohen Subrosionsraten im Bereich des Hutgesteins entstehen. Ungewiss ist
ob in Zukunft Rahmenbedingungen herrschen, die ausreichen um die Subrosion entsprechend
zu erhöhen. Insgesamt ist in Zukunft eine Neuanlage von Störungen im
Deckgebirge möglich, deren Einfluss auf die weitere Entwicklung des Standortes kann
jedoch vernachlässigt werden.
In der nächsten einen Million Jahre wird am Standort Gorleben mikrobielles Leben
möglich sein, so dass zu jeder Zeit mikrobielle Prozesse im Deckgebirge ablaufen.
Umwandlungsprozesse, die in die Systementwicklung oder die Gesteinszusammensetzung
maßgeblich eingreifen, sind jedoch nicht zu erwarten. Und auch die damit verbundenen
Ungewissheiten sind vernachlässigbar.
Entwicklungen des hydrogeologischen Systems
Mikrobielle Prozesse sind Teil des hydrogeologischen Systems und werden in den
nächsten eine Million Jahren in gleicher Weise wie bisher ablaufen. Änderungen der
Lebensbedingungen, wie z. B. bei Permafrost, haben langfristig keine Auswirkungen,
da die Lebensräume nach dem Abklingen dieser Einflüsse erneut von Mikroorganismen
besiedelt werden. Den stärksten Einfluss auf den Grundwasserchemismus haben
am Standort Gorleben die sulfatreduzierenden Bakterien. Wegen der zu erwartenden
klimaabhängigen Änderungen der Lebensbedingungen ist ungewiss, zu welchem Zeitpunkt
welche Mikroorganismen wo aktiv sein werden.
417

Salinarspezifische Entwicklungen des Salzstocks Gorleben
Für die nächsten eine Million Jahre kann am Standort Gorleben davon ausgegangen
werden, dass sich in dem tektonisch ruhigen Bereich keine hohen kompressiven
Spannungen im Untergrund aufbauen und sich der in der Vergangenheit bereits abzeichnende
Abschwächungstrend des Diapirismus fortsetzt. Dafür sprechen auch die
geringen Restmächtigkeiten gut kriechfähiger Salinarschichten in den Randsenken. Für
den Salzspiegel ergibt sich auf Basis der Aufstiegsrate vom Miozän bis Quartär eine
Hebung um 20 m. Dieser Wert kann aufgrund der erwarteten Abschwächung jedoch
geringer ausfallen. Im Zentralteil des Sattels wurden im gleichen Zeitraum im Hauptsalz
in Tiefen von ca. 800 – 900 m Fließraten von 0,07 mm/a abgeschätzt, was in einer
Million Jahre zu einer Bewegung von 70 m führen könnte. Auch auf diesen Wert wird
sich eine Abschwächung des Prozesses auswirken. Kurzfristige Erhöhungen der Fließrate,
die das Gesamtergebnis jedoch nicht wesentlich beeinflussen werden, können
z. B. bei einer lang andauernden Kaltzeit mit einer mächtigen Eisüberdeckung oder
einer spannungsverändernden Eisrandlage am Standort nicht völlig ausgeschlossen
werden. Ausgeschlossen wird ein signifikanter Anstieg des Auflastdrucks, bei dem ein
Abpressen des Restvolumens des Salinars in den Randsenken möglich wird. Dazu
wäre eine Erhöhung der Deckgebirgsmächtigkeit um mehrere hundert Meter nötig, die
sich nicht einstellen wird. Ungewiss ist bei diesen Abschätzungen, wie sich die Abschwächung
des Diapirismus quantitativ entwickelt und ob oder wann es zu einem völligen
Erliegen dieses Prozesses kommt.
Am Standort Gorleben ist die zu erwartende Subrosion u. a. abhängig von der klimatischen
Entwicklung und von der Tiefenlage des Salzspiegels. In der Vergangenheit
wurden in unterschiedlichen Zeitabschnitten verschiedene Subrosionsraten ermittelt.
Darauf basierend und unter Berücksichtigung der kaltzeitlichen Einwirkungen und der
Tieferlegung des Salzspiegels wurde für die Zukunft als Näherung eine Rate von 0,05
bis 0,1 mm pro Jahr angesetzt, was zu einer Abtragung von 50 bis 100 m führen würde.
Ungewissheiten bei der Prognose der Subrosion resultieren aus der unbekannten
klimatische Entwicklung und einer z. T. lückenhaften Datengrundlage (Subrosionsraten
der Elster-Kaltzeit konnten nicht ermittelt werden). Methodisch wurden die Subrosionsraten
mittels einer Randsenkenanalyse oder anhand der Hutgesteinsmächtigkeit ermittelt,
beide Methoden sind mit Ungewissheiten behaftet und weisen in den Ergebnissen
Schwankungsbreiten auf.
418

A.4.5
Wenig wahrscheinliche oder auszuschließende Entwicklungen des
geologischen Systems am Standort Gorleben
Bei den wenig wahrscheinlichen oder auszuschließenden Entwicklungen handelt es
sich um Prozesse, die geologisch allgemein von Bedeutung sind oder die in ähnlichen
Regionen wie dem Standort Gorleben ablaufen, dort jedoch nicht erwartet werden.
Am Standort Gorleben wurde für die letzten 30 Millionen Jahre ein andauernder Trend
der Abwärtsbewegung von 0,01 mm/a nachgewiesen, weshalb eine Hebung der Erdkruste
als aufwärtsgerichteter Teil der weiträumig und langfristig ablaufenden und ohnehin
nur untergeordnet wirkenden Epirogenese nicht zu erwarten ist.
Eine Orogenese wird in den nächsten eine Million Jahren am Standort Gorleben nicht
erwartet, da er nicht in der Nähe einer Subduktionszone liegt und sich Norddeutschland
zudem in einer tektonisch ruhigen Phase befindet.
Innerhalb der nächsten eine Million Jahre wird eine Grabenbildung am Standort Gorleben
ausgeschlossen. Untersuchungen lieferten keine Hinweise auf alte Grabenstrukturen
im Untergrund und darüber hinaus herrschen seit dem Miozän Spannungszustände
in Norddeutschland, die einer Grabenbildung entgegenwirken.
Mit Magmatismus und damit verbundenen geothermischen Prozessen ist am Standort
Gorleben aufgrund der Rahmenbedingungen in den nächsten eine Million Jahre nicht
zu rechnen. Das gilt sowohl für die Bildung von Plutoniten und Vulkaniten, als auch für
Gasaustritte oder Thermalquellen. Die tektonischen Bedingungen im Untergrund des
Standortes sprechen nicht dafür, dass durch die alpidische Orogenese Störung neu
anlegt werden, die den Aufstieg von Magma in Gorleben ermöglichen. Ohne einen aktiven
Magmatismus kommt es auch nicht zum Auftreten von hydrothermalen Lösungen,
wodurch ein Einfluss durch hydrothermale Aktivitäten am Standort Gorleben innerhalb
der nächsten eine Million Jahre ausgeschlossen wird.
Druck- und Temperaturerhöhungen, die eine Gesteinsmetamorphose auslösen, z. B.
durch ein stark erhöhtes Deckgebirge oder magmatische Vorgänge, werden sich in der
nächsten einen Million Jahre im Untergrund des Standortes nicht einstellen.
Die Wahrscheinlichkeit, dass ein Meteoriteneinschlag mit einer großen Sprengkraft
den Standort Gorleben innerhalb der nächsten einen Million Jahre direkt trifft ist so
419

gering, dass dieses Ereignis und seine Auswirkungen auf die Standortentwicklung vernachlässigt
werden können. Weiter entfernte Einschläge hätten am Standort Auswirkungen,
wenn sie z. B. im Meer stattfänden und eine Flutwelle erzeugen. Diese könnte
den Standort erreichen und zeitweise überfluten, und aufgrund des Tsunami-
Charakters der Überflutung, auch erosiv auf das Deckgebirge einwirken.
420

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